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論文

核融合炉燃料精製系を対象としたパラジウム拡散器の解析と設計

小西哲之; 吉田浩; 成瀬雄二

日本原子力学会誌, 24(12), p.973 - 979, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.24.973

被引用回数：2 パーセンタイル：32.87(Nuclear Science & Technology)

核融合炉燃料精製系への適用を目的として、管型パラジウム拡散器の特性をモデル計算により解析した。その結果、一基の拡散によってプラズマ排ガス中の大部分のトリチウムが回収できることが判明した。数値解析により拡散器内の水素濃度分布および流量分布を求めた。水素の回収率は流れ方向の混合拡散係数と供給ガス流量の関数として表わされる。結果に基づき、拡散器の大きさおよび運転条件を決定することが出来る。燃料精製系のための拡散器を、Los Alamos National LaboratoryのTritium Systems Test Assembly(TSTA)の条件のもとに設計した。