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DT中性子照射による固体増殖ブランケット模擬体系からのトリチウム回収実験,3

Tritium recovery experiment from simulating solid breeder blanket with DT neutron irradiation, 3

落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 星野 毅; 高倉 耕祐; 今野 力 

Ochiai, Kentaro; Edao, Yuki; Kawamura, Yoshinori; Hoshino, Tsuyoshi; Takakura, Kosuke; Konno, Chikara

原子力機構核融合中性子源施設FNSでは増殖候補材からのトリチウム回収特性実験を行っている。今回、チタン酸リチウムブロックとベリリウムで構成された核融合炉ブランケット模擬体系によるDT中性子照射を行い、スイープガスの水蒸気濃度と温度を変化させて、同ペブルから放出されるトリチウムの回収率とその特性をトリチウムの化学形ごとに調べた。その結果、回収したトリチウムの化学形、HT又はHTO、の比率はスイープガスの水分濃度と試料温度に大きく依存することが明らかとなった。

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