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論文

The VOM/JRR-2 experiments; Performance of in-situ tritium release from the lithium ceramics

倉沢 利昌

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.937 - 941, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90973-3
 被引用回数：2 パーセンタイル：28.09(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケット材料であるトリチウム増殖材からのトリチウム放出特性を原子炉照射下で調べることはトリチウムの回収性およびトリチウムインベントリーの観点から重要であると認識されている。これまで10年以上JRR-2で実施されてきたVOM実験で試験したLi$$_{2}$$O,Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$,Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$,Li$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$等の試料からのトリチウム放出特性を相互に比較し、拡散定数を求めた。リチウム増殖材からのトリチウム放出はスイープガスに強く依存し、水素添加量が増加するにつれてトリチウム放出が増えることが明らかになった。特にLi$$_{2}$$Oでは単結晶から微細粒試料まで多種類を照射してトリチウム放出機構を調べた。その結果をもとに照射下でのトリチウム放出を解析する計算コードを開発できた。

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