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報告書

中性子照射したLi-Al合金の欠陥状態とトリチウム挙動に関する研究

須貝 宏行

JAERI-Research 99-041, 164 Pages, 1999/07

JAERI-Research-99-041.pdf:6.7MB

トリチウム製造用の$$^{6}$$Li-Al合金は、$$alpha$$相(Al)と$$beta$$相(金属間化合物$$beta$$-LiAl)からなり、$$beta$$-LiAlは多量のLi原子空孔及び置換型の格子欠陥を含む特異な化合物である。本研究では、$$beta$$-LiAl中の格子欠陥によるキャリアの散乱モデルを提案し、このモデルにより、中性子照射前及び後の$$beta$$-LiAlの電気抵抗率を矛盾なく説明した。このデータ解析の過程で、これまで明らかでなかった複合欠陥(Li原子空孔とAl格子点の置換Li原子からなる)の濃度(0.8at%)を求めた。さらに、$$^{6}$$Li-Al合金中におけるトリチウム挙動を合金中の格子欠陥との関連で明らかにし、$$^{6}$$Li-Al合金からのトリチウム抽出の温度条件を求め、37TBq(1,000Ci)規模のトリチウム製造に応用した。

論文

Production of 40 TBq tritium using neutron-irradiated $$^{6}$$Li-Al alloy

棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 本石 章司; 岡根 章五; 須貝 宏行; 藤江 誠; 小野間 克行; 山林 尚道

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.198 - 203, 1988/02

https://doi.org/10.3327/jnst.25.198

改良したトリチウム分離捕集試験装置で、中性子照射した$$^{6}$$Li-Al合金ターゲットから1000Ci規模の製造試験を実施した。抽出、精製、回収工程で得られたトリチウムガスは、回収率約100%、化学的純度99%以上、同位体純度約95%と以前に報告した100Ciレベルでの結果を上回った。また、この試験中、設備外へのトリチウムの移行は、全く見られず、トリチウムの安全取扱い技術面でも向上した。

論文

トリチウムの製造と安全取扱い

工藤 博司

放射線, 12(3), p.77 - 85, 1986/00

$$^{6}$$Li-Al合金をターゲットとする100Ci規模でのトリチウム製造、ガスクロマトグラフィによるトリチウムの濃縮、熱量計によるトリチウムの測定およびLi化合物中でのトリチウムの挙動について述べるとともに、トリチウム製造研究を通して得た経験を中心に、トリチウム安全取扱経験の一端を紹介する。

論文

Release of tritium,protium and helium from neutron-irradiated $$^{6}$$Li-Al alloy

須貝 宏行; 櫛田 浩平; 棚瀬 正和

Journal of Nuclear Materials, 139, p.248 - 252, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(86)90177-7
 被引用回数：8 パーセンタイル：66.77(Materials Science, Multidisciplinary)

長時間中性子照射した$$^{6}$$Li-Al合金($$^{6}$$Li;0.022wt%)からの水素ガス(H$$_{2}$$,HT,T$$_{2}$$)とヘリウム(He)の加熱放出を、$$^{6}$$Li燃焼率と温度の関数として研究した。トリチウムガス(T$$_{2}$$,HT)は650K付近で合金から急激に放出され、H$$_{2}$$は670K付近から徐々に放出されたのに続き、Heは合金の融点付近で放出された。T$$_{2}$$成分は、$$^{6}$$Li燃焼率とともに増加した。得られたガス中のトリチウムの最大比放射能は、純粋なトリチウムガスの比放射能(2.14PBqmol$$^{-}$$$$^{1}$$)にほぼ等しい1.98PBqmol$$^{-}$$$$^{1}$$であった。650K付近でのトリチウムの急激な放出は、合金の再結晶または放射線損傷の回復に伴なって起こるのであろう。合金の融点以下ではおそらく合金中の欠陥にトラップされることにより、Heは放出されない。

論文

核融合炉燃料トリチウムの製造と化学

工藤 博司

Radioisotopes, 34(8), p.432 - 441, 1985/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.34.8_432

昨年10月に開催された第7回放射線利用研究成果報告における講演原稿に加筆し、原研におけるトリチウム製造研究を中心に、核融合炉開発に関連するトリチウム化学研究の現状を総説としてまとめた。

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