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倉沢 利昌; 吉田 浩; 竹下 英文; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 松井 智明; 梅井 弘; 成瀬 雄二
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.196 - 200, 1985/00
被引用回数:15 パーセンタイル:84.23(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉のトリチウム増殖材として最も有力視されている酸化リチウムの中性子照射下におけるトリチウム放出特性を調べるため「酸化リチウム高照射試験VOM-15H計画」をおこなった。照射期間は1983年5月から8月までの4サイクルであり、この間の実効熱中性子フルエンスとLi燃焼度は各々5.910nvtおよび0.24%に達した。照射温度は470C~760Cの範囲で調節した。生成トリチウム量は32Ciで平均スイープガス中トリチウム濃度は5Ci/cmであった。本報告では実験装置の概要とトリチウム放出特性に及ぼす水分および照射温度の影響を重点にした実験結果を発表する。(1)トリチウム生成量の核計算による値と実測値はよく一致した。(2)トリチウム放出濃度は550Cで3~5日経過後平衡値に達した。(3)トリチウム放出はLiO表面にあるLiOHと密接な関係を持つ。トリチウムガス成分はスイープガス中水分濃度に強く影響される。(4)照射後試験および残存トリチウム量についても調べた。