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論文

In-situ tritium release behavior from Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble-bed

土谷 邦彦; 菊川 明広*; 八巻 大樹; 中道 勝; 榎枝 幹男; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.679 - 682, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00527-0
 被引用回数：8 パーセンタイル：52.36(Nuclear Science & Technology)

核融合炉増殖炉ブランケット開発の一環として、ITERに設置されるテストポートを利用した増殖ブランケット・テストモジュールの照射試験が計画されている。このテストモジュールを設計するために、JMTRを用いて、中性子照射下におけるリチウムタイタネート(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体からのトリチウム放出測定を行った。スイープガス流量に対するトリチウム放出挙動評価から、見かけのトリチウム脱離係数は、スイープガス中の水素分圧が10$$^{2}$$Paまでは増加することが明らかになり、トリチウム脱離効果は表面反応が律速であることを明らかにした。また、照射温度に対するトリチウム放出挙動評価から、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体の見かけのトリチウム拡散係数は約10$$^{-9}$$cm$$^{2}$$/sであり、これまで報告されたディスク状Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の拡散係数とほぼ同じオーダであった。

論文

Tritium recovery and behavior of Li$$_{2}$$O and LiAlO$$_{2}$$ spheres during the VOM-22H experiment

倉沢 利昌; Hollenberg, G. W.*; 渡辺 斉

Proc.Int.Symp.on Fusion Reactor Blanket and Fuel Cycle Technology, p.43 - 46, 1987/00

VOM-22H実験はLi$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$の球状試料からのトリチウム放出、回収と照射健全性を調べるため原研JRR-2炉を使用しておこなわれた。Li$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$からのトリチウム放出速度を純ヘリウム(He)とHeに重水素を添加したスイープガスを用いた条件下で見掛の拡散係数として求めた。これらのトリチウム放出速度は顕著なスイープガス組成依存性を示した。しかし放出されたトリチウムはトリチウムガス(T$$_{2}$$)の化学形を持つものがほとんどであった。この他にスイープガスに酸素(O$$_{2}$$)を0.1%まで添加した場合の実験を行ったがさらに複雑なトリチウム放出挙動を示した。照射健全性試験ではLi$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$の球状試験とも割れや変形はみとめられず、健全であった。しかし、Li$$_{2}$$Oではペブル表面にスイープガス中の水分との反応による質量移行現象が観察された。この質量移行機構について考察を加える。

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