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O crystals and dissolution processes工藤 博司; 大平 茂; 藤江 誠; 野田 健治
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.800 - 803, 1991/00
被引用回数：6 パーセンタイル：58.71(Materials Science, Multidisciplinary)470~970kの温度範囲、0.01~100kPaの圧力範囲でトリチウムガス(TおよびHT)の酸化リチウム結晶(単結晶および多結晶)への溶解度を測定した。トリチウム溶解量は圧力の1/2乗に比例し、Sieverts則に従うことが判明した。しかし、その溶解挙動は1kPa以下の低圧領域と5kPa以上の高圧領域で異なり、その溶解熱は低圧領域で16.5kJ/mol、高圧領域で24.3kJ/molであった。溶解挙動の違いについて、トリチウムガスと結晶表面との化学反応および吸着平衡との関連で考察するとともに、LiOブランケットからのトリチウム回収における水素ガス添加ガス添加効果についても言及する。
平林 孝圀; 佐伯 正克; 立川 圓造
Journal of Nuclear Materials, 127, p.187 - 192, 1985/00
被引用回数：15 パーセンタイル：84.25(Materials Science, Multidisciplinary)抄録なし
平林 孝圀; 佐伯 正克; 立川 圓造
Journal of Nuclear Materials, 126, p.38 - 43, 1984/00
被引用回数：38 パーセンタイル：94.45(Materials Science, Multidisciplinary)ガス状トリチウム(HT-ガス)とステンレス鋼(SUS316)表面との相互作用について、昇温脱離法による研究を行なった。ステンレス鋼表面に収着したトリチウムの昇温脱離スペクトル中には4つのピークが、430(HT-I),540(HTO),750(HT-II)および970K(HT-III)付近に現われ、トリチウムは少なくとも、4つの異なる状態で収着されていること、また、各収着状態からのトリチウムの脱離に要する活性化エネルギーは、20
4(HT-I),277(HTO),559kJ/mol(HT-II)であることが見いだされた。これらの結果から、次のような結論を得た。収着トリチウムの約90%は収着過程でOT
イオンを形成しており、このOTイオンは脱離過程で表面酸化物の触媒作用によりHTOになる。収着トリチウムの約10%はHTの形で脱離する。その内の約1/2は解離して収着されており、完全に脱離するには、970K以上に加熱する必要があるのに対し、残りの約1/2は解離せずに収着しており、きわめて容易に脱離する。
