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論文

Long-term measurement of helium-3 release behavior from zirconium-cobalt tritide

林 巧; 鈴木 卓美; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1431 - 1435, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)91064-2
 被引用回数：19 パーセンタイル：82.24(Materials Science, Multidisciplinary)

ジルコニウムコバルト-トリチウム化物からのヘリウム3(トリチウム崩壊生成物)の放出挙動を約3年半にわたり観測した。トリチウムの貯蔵を開始後、約2年までは実験条件(常温~250$$^{circ}$$C,水素比率(T/ZrCo)=0.3~1.5,及び水素の吸放出回数=1~10)下で3%以下の$$^{3}$$He放出率であった。が、その後、一部の実験条件(常温~150$$^{circ}$$C,T/ZrCo≒1.4,吸放出1回)にて、放出率が上昇、約25%となってきている。また、トリチウム化物中に蓄積された$$^{3}$$Heは、ZrCoとの比で約0.2となってきている。この$$^{3}$$Heの放出率の上昇はウラン、エルビウム等他のトリチウム化物の報告とも良く一致している。通常のトリチウムの吸放出作業では、初期に蓄積した$$^{3}$$Heは放出されないので、上記のようにいずれ、$$^{3}$$Heの放出率が上昇してくる時期がくる。全く安全にトリチウムを貯蔵できるのは約2年程度までであることがわかった。

論文

Release behavior of decay helium from zirconium-cobalt tritide

林 巧; 天野 順造; 奥野 健二; 成瀬 雄二

Fusion Technology, 21, p.845 - 849, 1992/03

トリチウムの長期的使用・貯蔵保管に耐える材料選択・開発を行なう場合、材料中の崩壊ヘリウム($$^{3}$$He)の挙動に関する知見はトリチウムの挙動と共に重要である。本報では、当研究室で開発・実用化したジルコニウムコバルト合金を用い、そのトリチウム化物(ZrCoTn)からの$$^{3}$$Heの放出挙動を約1年半にわたり調べた。実験には各0.5gのZrCoを用いた小型のトリチウム貯蔵容器を使用し、ZrCoTnの放置温度(293-523K)、トリチウム化率(0.3,1.4)、および水素の吸放出回数(1,10)をパラメータとして$$^{3}$$Heの放出量を圧力の経時変化と定期的ガス分析により測定した。結果、上記実験条件下で$$^{3}$$Heの放出率は全崩壊トリチウム量の約3%以下で、実験期間中ほぼ一定であった。さらに、ZrCoTn中の$$^{3}$$Heは、873Kまで昇温してほとんどのトリチウムが解離・崩壊しても放出されなかった。

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