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報告書

Phase IIC experiments of the USDOE/JAERI collaborative program on fusion blanket neutronics; Experiments and analysis of heterogeneous fusion blankets, Volume II: Analysis

中川 正幸; 小迫 和明*; 森 貴正; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 山口 誠哉*; 津田 孝一*; 前川 洋; 中村 知夫*; et al.

JAERI-M 92-183, 106 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-183.pdf:2.6MB

核融合中性子工学に関する原研/米国エネルギー省協力研究のフェイズIIC実験ではいくつかのブランケット設計にみられる実際的な非均質性をもつブランケットについての積分実験と計算解析が行われた。二つの配置、即ち酸化リチウムとベリリウムの多層系(BEO)および水冷却チャンネル(WCC)体系が採用された。実験の目的は非均質構造周辺てのトリチウム生成率等の予測精度を調べることで、MORSE-DDとMCNPコードが両体系に、DOT3.5/GRTONCLとDOT5.1/RUFFコードがWCC体系に適用された。BEO体系実験では領域別トリチウム生成率の測定値に対して、計算との比(C/E)が原研が0.95-1.05米国が0.98-0.9であり、これまでの実験の傾向と一致した。WCC体系実験ではリチウム6によるトリチウム生成率のC/Eが水冷却チャンネルの周辺で著しく変化した。NE213によって求めたリチウム7によるトリチウム生成率では米国が20-25%大きく、用いた両国の核データの差に原因がある。

報告書

Phase IIC experiments of the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics; Experiments and analysis of the heterogeneous fusion blankets, Volume I: Experimental results

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 山口 誠哉*; 津田 孝一*; 前川 洋; 中村 知夫*; 小迫 和明*; 中川 正幸; 森 貴正; et al.

JAERI-M 92-182, 151 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-182.pdf:4.31MB

原研と米国エネルギー省との間の協定に基づく核融合ブランケット中性子工学に関する協力計画のフェイズIICの実験として2種類の非均質ブランケットについて中性子工学実験を実施した。実験配置はフェイズIIA実験と同様に中性子源を炭酸リチウムの包囲層で囲んだ閉鎖体系を用いた。選択した非均質体系はベリリウム多層体系と水冷却チャネルを含む体系である。前者はベリリウムと酸化リチウム層を交互に重ねた体系で、後者は酸化リチウム内に三つの冷却チャンネルを設けた体系である。これらの体系は中性子束の急激な変化を物質境界で発生し、そこでの計算精度と測定手法がこの実験の主要点である。測定はこれまでの実験と同様トリチウム生成率等の核パラメータに対して行われた。本報告書では核融合炉核設計の計算手法と核データの試験のためのベンチマークデータとして用いるに充分な実験の詳細と結果を述べる。

報告書

Experimental results of angular neutron flux spectra leaking from slabs of fusion reactor candidate materials, I

大山 幸夫; 山口 誠哉; 前川 洋

JAERI-M 90-092, 124 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-092.pdf:4.94MB

本報告書は飛行時間(TOF)測定法を用いた角度中性子束スペクトルについての実験結果をまとめたものである。これらの実験はグラファイト(炭素)、ベリリウム、酸化リチウムに対して行われた。実験で得られた結果は核データや計算コードシステムの妥当性を検討するベンチマークテストに使用するのに適している。報告書では、この目的のために必要な、実験条件、定義、そして実験結果が図と数値データの表として集録されている。

報告書

Phase IIA and IIB experiments of JAERI/US DOE collaborative program on fusion blanket neutronics; Neutronics experiment on beryllium configuration in a full-coverage blanket geometry

大山 幸夫; 山口 誠哉; 津田 孝一; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 中村 知夫; K.G.Porges*; Bennett, E. F.*; R.F.Mattas*

JAERI-M 89-215, 208 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-215.pdf:19.1MB

原研/米国エネルギ省との間ですすめている核融合炉ブランケット中性子工学に関する協力計画のフェイズIIAおよびIIB実験を行った。酸化リチウムを用いたブランケット模擬領域への入射中性子スペクトルを実際の核融合炉のものに近似させるため、このフェイズIIシリーズでは炭酸リチウムの包囲層を設けた閉鎖体系としている。特にIIAとIIBの実験では、ブランケット内に置かれるBe中性子増倍層の配置の効果を中心に調べた。測定は、トリチウム生成率、中性子スペクトル、放射化反応率等について行われた。本報告では、第1部に実験条件、体系、装置及び測定法と各測定結果を詳述し、第2部に計算解析を行うのに必要となる体系寸法、物質密度及び実験値の数値データを集め、設計計算システムの精度評価を行うためのベンチマークデータとしての利用を可能とした。

論文

Tritium release from Li$$_{2}$$O; The valence state, diffusivity and solubility of tritium in the solid

工藤 博司; 奥野 健二

Proc.Int.Symp.on Fusion Reactor Blanket and Fuel Cycle Technology, p.56 - 59, 1987/00

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)からのトリチウム放出機構の解明を目的として、Li$$_{2}$$O結晶中におけるトリチウムの存在状態、拡散能および溶解度を調べた。 中性子照射したLi$$_{2}$$O結晶中でのトリチウムは、初めT$$^{+}$$(67~77%),T$$^{-}$$(23~31%)およびT$$^{0}$$($$<$$2%)の状態で存在するが、300$$^{circ}$$C以上での過熱によりT$$^{-}$$状態のトリチウムは全てT$$^{+}$$に変換することが判明した。T$$^{-}$$の存在は、照射に伴って結晶中に生成するF$$^{+}$$中心との強い相互作用によるものと解釈される。300$$^{circ}$$C以上の温度領域におけるトリチウム放出速度は、T$$^{+}$$の拡散速度に支配されることを確認した。トリチウムは最終的に、結晶表面でのOTの解離過程を経て、T$$_{2}$$Oの化学形で気相に放出される。 トリチウムガスのLi$$_{2}$$O結晶への溶解はSieverts則に従うことが判明し、その溶融熱は24.3$$pm$$0.9kJ/molであった。

報告書

Fusion Blanket Benchmark Experiments on a 60cm-Thick Lithium-Oxide Cylindrical Assembly

前川 洋; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 山口 誠哉; 津田 孝一; 福本 亨; 小迫 和明; 吉沢 道夫; 中村 知夫

JAERI-M 86-182, 78 Pages, 1986/12

JAERI-M-86-182.pdf:2.31MB

核融合炉の研究で用いられている計算手法及びデータベースを検証するベンチM-クデータを提供する目的で、酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)円筒体系での積分実験をFNSを用いて行なった。$$^{6}$$Liと$$^{7}$$Liのトリチウム生成率、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thの核分裂分布、放射化箔反応率分布を測定した。また、体系内の中性子スペクトルやTLDとPINダイオ-ドのレスポンス分布も測定した。測定データは誤差と供に表で示されている。読者が良く実験を理解出来るように、DOT3.5による計算例を示した。種々の測定法を用いたにもかかわらず、実験値同志の整合性は良かった。この事実は今回測定した実験データが、核融合炉ブランケットの設計や解析に用いられている計算手法やデータベースの評価の為のベンチマークデータとして使用できることを示している。

論文

Isotope effects in electrolytic formation of lithium amalgam

藤江 誠; 藤井 靖彦*; 野村 雅夫*; 岡本 真実*

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.330 - 337, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.330
 被引用回数：46 パーセンタイル：96.33(Nuclear Science & Technology)

水酸化リチウム水溶液供給初期濃度0.5~5mol/dm$$^{3}$$、印加電圧4~10Vの実験条件下で水銀陰極電解を行った。水溶液,水銀各相のリチウム濃度及びリチウム同位体存在比を測定し、リチウムアマルガムの生成とその際のリチウム同位体効果を実測した。水酸化リチウムの濃度及び印加電圧が高い場合、アマルガム生成が高い電流効率で得られたが、このような場合水銀相中の固体析出も増大する傾向がみられた。同位対比の測定によって、電解途中においても、水溶液とアマルガムの間に同位体平衡が成り立つことが分かった。20$$^{circ}$$Cにおけるこの同位体平衡定数(=同位体分離係数)は1.056(各実験の平均値)であった。

報告書

Analysis of Time-of-Flight Experiment on Lithium-Oxide Assemblies by a Two-Dimensional Transport Code DOT3.5

大山 幸夫; 山口 誠哉; 前川 洋

JAERI-M 85-031, 38 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-031.pdf:0.7MB

酸化リチウム平板体系からの漏洩中性子スペクトルを中性子飛行時間(TOF)法によって測定した実験についての計算解析をおこなった。モデル化による計算の不確さを調べ、それが1~2%程度であると評価した。計算はENDEF/B-IV核データファイルを使い2次元輸送計算コードDOT3.5によって行った。エネルギ積分したスペクトルの計算値と実験値の比(C/E)をとり、その傾向が体系の厚みと中性子の漏洩する角度に系統的に依存していることが明らかとなった。その不一致は最大40%であった。また、$$^{7}$$Li(n,n't)$$^{4}$$He反応の新しい評価値を採用した時の影響も調べた。この種の比較は系統的評価に有用であることを示し、その結果から、2次中性子の角度分布は計算ではうまく再現できず、微分断面積の精度に問題のあることが示唆された。

論文

Kinetics and mechanism of tritium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O

工藤 博司; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.192 - 195, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(85)90132-1
 被引用回数：46 パーセンタイル：96.64(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)を真空中で加熱すると、結晶中に生成したトリチウムは主としてHTO(g)の化学形で気相に遊離する。このトリチウム放出反応は、300$$^{circ}$$C以上では拡散律速で進行するが、300$$^{circ}$$Cより低い温度領域では固体表面でのLiOTの熱分解反応が律速段階となる。高温側で拡散律速反応となるのは、LiOTの熱分解反応速度が、トリチウムの拡散速度に比較して速くなるためである。一方、放射化学的手法によりLi$$_{2}$$O結晶中でのトリチウムの存在状態を分析したところ、60%以上がT$$^{+}$$成分として存在し、この値は中性子照射後の熱アニーリングによりほぼ100%に達することが判明した。この実験結果は、T$$^{+}$$とO$$^{2}$$$$^{-}$$の相互作用がトリチウムの拡散過程に関与していることを示唆している。

論文

Correlation behavior of lithium and tritium in some solid breeder materials

大野 英雄; 長崎 正雅; 倉沢 利昌; 勝田 博司; 渡辺 斉

Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.181 - 185, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(85)90130-8
 被引用回数：60 パーセンタイル：97.99(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉用ブランケット材料の有力な候補材料であるLi$$_{2}$$Oを中心とするリチウム化合物(Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$,LiAlO$$_{2}$$,Li$$_{8}$$ZrO$$_{6}$$など)は、良いリチウムイオン導電体でもある。上記4つの候補材料について核磁気共鳴ならびにイオン伝導度の実験及び解析から、これら物質中でのトリチウム挙動は、リチウムイオンの拡散と密接な関係がある事が明らかとなった。とくに、Li$$_{2}$$O中におけるリチウムイオンの拡散は雰囲気中の水分および試料中のMg$$^{2}$$$$^{+}$$,F$$^{-}$$不純物濃度により大きく左右され、拡散係数は高純度Li$$_{2}$$O中の値に比べ10~1000倍大きな値を示した。中性子照射により得られたトリチウム拡散係数の値が、全温度領域においてLi$$^{+}$$イオンの拡散係数の値と定量的に一致することから、Li$$_{2}$$O中におけるトリチウムは1価陽イオンとして存在し、OT$$^{-}$$イオンを作りながら酸素格子中を移動しているものと考えられる。

論文

Chemical states of tritium in solid lithium compounds irradiated with neutrons

工藤 博司; 奥野 健二; 須貝 宏行; 永目 諭一郎

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Letters, 93(1), p.55 - 64, 1985/00

$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)$$^{3}$$H反応によって固体リチウム化合物中に生成するトリチウムの存在状態を、放射化学的手法(重水溶解法)によって分析した。LiOH,Li$$_{2}$$O$$_{2}$$,Li$$_{3}$$N中に生成するトリチウムはほぼ100%がT$$^{+}$$状態で存在し、LiH,Li$$_{7}$$Pb$$_{2}$$,Li$$_{2}$$C$$_{2}$$などでは主としてT$$^{-}$$の状態に在ることが判明した。他方、Li$$_{2}$$O,Li$$_{2}$$S,LiF,LiCl,LiBr,LiIなどの結晶中では、T$$^{+}$$,T$$^{-}$$およびT$$^{0}$$状態に分布して存在するという結果を得た。Li$$_{2}$$O中のトリチウムの存在状態については、中性子フルエンス依存性が見られ、2.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$で58%を占めたT$$^{+}$$成分は、6.3$$times$$10$$^{1}$$$$^{7}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$で81%と増加した。

論文

Irradiation effects on lithium oxide

野田 健治; 谷藤 隆昭; 石井 慶信; 松井 尚之*; 正木 典夫; 那須 昭一; 渡辺 斉

Journal of Nuclear Materials, 122-123, p.908 - 912, 1984/00

抄録なし

報告書

Measurements of Angle-Dependent Neutron Spectra from Lithium-Oxide Slab Assemblies by Time-of-Flight Method

大山 幸夫; 前川 洋

JAERI-M 83-195, 74 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-195.pdf:2.89MB

円筒型酸化リチウム平板体系に15MeV D-T中性子を照射し、体系の表面中心から漏洩してくる中性子の角度依存スペクトルを0.5から15MeVのエネルギ範囲で測定した。円筒平板は2次元体系における多重散乱中性子の角度依存性を調べるために採用した。実験は核融合中性子工学のための核データと核計算法を検証するためにおこない、体系に対する入出力スペクトルの測定結果を図と数値表に編集した。また、実験条件、誤差等についても詳細な議論を行った。中性子スペクトルはNE213を用いた飛行時間法と良く絞ったコリメータ系を通して測定した。測定においては、体系の厚さと漏洩してくる角度をパラメータにした。実験値の全系統的誤差は、中性子束の大きさに対し-2から+6%の範囲であると評価した。

報告書

Calculation of absolute fission-rate distributions measured in graphite reflected lithium oxide blanket assembly

関 泰; 川崎 弘光*; 前川 洋; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 中村 知夫

JAERI-M 83-061, 33 Pages, 1983/04

JAERI-M-83-061.pdf:0.8MB

1978年に黒鉛反射体付酸化リチウムの擬似球体系において$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Npと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂率分布が測定された。この体系の中心において14MeV中性子をD-T反応により300kVコッククロフトウォルトン型加速器PNS-Aを開いて発生させた。核分裂率分布を、最近評価し直した原子数密度と最新の核データを用いて計算した。その結果計算された核分裂率の値は測定値とほぼ実験誤差の範囲内で一致した。両者の一致は酸化リチウム領域で特に良く、この領域における中性子のスペクトルが正しく計算されていることを示している。黒鉛領域における$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thの核分裂率についての不一致は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th核分裂計数管の中に核分裂核種の不純物の存在を暗示している。黒鉛領域の酸化リチウムに近い位置では$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂率を計算値は約15%過大評価している。

報告書

Li$$_{2}$$O,Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$およびLiAlO$$_{2}$$中におけるリチウムの動きとトリチウム(水素)挙動との関連

大野 英雄; 小西 哲之; 野田 健治; 竹下 英文; 勝田 博司; 吉田 浩; 渡辺 斉; 松尾 徹*

JAERI-M 82-146, 33 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-146.pdf:1.18MB

Li$$_{2}$$O,Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$およひLiAlO$$_{2}$$における核磁気共鳴ならびにイオン電導度の解析から、これら酸化物セラミックス中でのトリチウム(水素)挙動はLi$$^{+}$$イオンの拡散と密接な関係があることが明らかとなった。Li$$_{2}$$Oにおいて500$$^{circ}$$C以上の高温領域で得られたT,D,Hの拡散係数の活性化エネルギー(0.4eV)は、不純物欠陥領域での電導度の活性化エネルギー(10.4~0.5eV)および核磁気共鳴における拡散するLi$$^{+}$$イオンに伴う双極子緩和の活性化エネルギー(~0.4eV)と良い一致を示した。また、450$$^{circ}$$C以下におけるLi$$_{2}$$O中でのトリチウムの拡散係数は電導度と類似した温度変化を示す。Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$ならびにLiAlO$$_{2}$$においてもLi$$_{2}$$Oと同様な結果か得られた。Li$$_{2}$$O中の不純物欠陥領域-固有欠陥領域の転移温度は不純物量が多いはど高温側へ移る。

報告書

黒鉛反射体付酸化リチウム体系中での$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの核分裂率に対する感度解析

大山 幸夫; 関 泰; 前川 洋; 中村 知夫

JAERI-M 8870, 19 Pages, 1980/05

JAERI-M-8870.pdf:0.64MB

D-T核融合炉の黒鉛反射体付酸化リチウムブランケットを模擬した体系において核分裂率測定実験を行った。その結果を解釈する一方法として$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの各測定点における核分裂率の体系を構成する核種の全断面積に対する感度解析を行った。感度解析は計算コードSWANLAKEを用いて行ない、このコードによってエネルギー依存の感度とエネルギー積分した感度が得られる。解析の結果、核分裂率に対する影響度の大きい核種を指摘し、実験上の問題を明らかにした。

報告書

ReportofGroup13;TRITIUM

田中 吉左右; 松田 祐二; 木下 正弘; 成瀬 雄二; 那須 昭一; 工藤 博司; 勝田 博司; 佐野川 好母; 立川 圓造; 吉田 芳和; et al.

JAERI-M 8512, 51 Pages, 1979/10

JAERI-M-8512.pdf:1.01MB

本報告書はIAEA主催国際トカマク型核融合炉設計ワークショップ(INTOR)に提出されるトリチウムに関する(グループ13)作業報告書の要約である。内容は全般的な問題、国内主として原研で行われた関連研究のレビュとトリチウムインベントリの評価の三部から成る。全般的な問題としてはINTORを目指す我国の研究開発計画と研究項目、INTORに必要なトリチウム量、注入、分析、ブランケットからの回収等が含まれる。レビュではトリチウムの造過性、固体ブランケット材料である酸化リチウムの物性の研究成果、酸化リチウムからのトリチウム分離の結果などが、インベントリ評価では深冷分離法、水蒸留法中心とした解析の結果が記されている。

論文

Absolute fission-rate distribution in graphite-reflected lithium oxide blanket assembly

前川 洋; 大山 幸夫; 草野 譲一; 中村 知夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(5), p.377 - 379, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jnst.16.377
 被引用回数：11

原研の核融合実験炉(JXFR)の概念設計で酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)がブランケット材に採用されており、核設計の立場からその模擬実験が要求されていた。そのため、Li$$_{2}$$Oブロックをコールドプレス法により製作した。Li$$_{2}$$Oの密度は理論密度の70%に達し、同じ大きさのLiブロックに比べてLi原子の密度は33.8%増加した。このLi$$_{2}$$Oブロックと黒鉛ブロックで、黒鉛反射体付き酸化リチウム(Li$$_{2}$$O-C)体系を組んだ。各領域の実効外半径は中心ボイド 3.3cm、Li$$_{2}$$O 22.4cm、黒鉛 46.8cmである。小型の核分裂計数管を用いて、Li$$_{2}$$O-C体系中の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂分布を絶対値で測定した。実験結果はENDF/B-IVの核データからNJOYコードにより100群の断面積セットを作成し、1次元輸送計算コードANISNで解析した。

論文

Chemical behaviors of tritium produced by the $$^{6}$$Li(n, $$alpha$$)T reaction in lithium oxide

工藤 博司; 田中 吉左右; 天野 恕

Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 40(3), p.363 - 367, 1978/03

https://doi.org/10.1016/0022-1902(78)80406-0
 被引用回数：42

核融合ブランケット物質として注目されている酸化リチウム中に、原子炉の熱中性子照射で生成するトリチウムについて、加熱処理を行い、分離された成分をラジオガスクロマトグラフ法と質量分析法で分析した。市販品およびとくにこの目的に調製した高純度酸化リチウム粉末を、石英等に減圧封入して、JRR-4、Tパイプ照射孔で20分間照射し、照射後100~600$$^{circ}$$Cに減圧下で加熱した。固体粉末から分離したトリチウムはヘリウムガスを通じてコールドトラップを通過する間に、大部分(96%)が捕集されることも確認した。捕集された成分がHTOであることを質量分析法によって確かめたが、HTOの分離過程は、2LiOH$$rightarrow$$LI$$_{2}$$O+H$$_{2}$$Oと同様にLiOT・LiOH$$rightarrow$$Li$$_{2}$$O+HTOによるものと考えられる。ラジオガスクロマトグラフ法により、少量成分としてHT、CH$$_{3}$$T、およびCnH$$_{2}$$$$_{n}$$$$_{+}$$$$_{x}$$(n=2,x=0,1,2)を認めた。

論文

Gas production rates in lithium oxide of fusion reactor branket

関 泰

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(12), p.769 - 772, 1975/12

https://doi.org/10.3327/jnst.12.769
 被引用回数：3

核融合炉においてトリチウム生産のためのブランケット物質として有望と考えられる酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)中の気体生成反応率を計算した。その結果1次壁負荷2MW・m$$^{-}$$$$^{2}$$で1年間炉を運転した後には、最大1650appmのヘリウムと1500appmの水素の同位元素がLi$$_{2}$$O中で発成することが判明した。またブランケット交換を行わずに20年間炉を運転してもトリチウム増殖比の低下は10%程度であることを確かめた。

論文

Removal of tritium from neutron-irradiated lithium oxide

工藤 博司; 田中 吉左右

Radiochem.Radioanal.Lett., 23(2), p.57 - 62, 1975/02

制御核融合炉の概念設計の一つとして、酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)をトリチウム増殖体として用いる固体ブランケットが提案されている。Li$$_{2}$$O中に生成したトリチウムを、効率よく回収することができるかどうかということが問題となっているが、従来このことに関する実験データはほとんど無い。Li$$_{2}$$O粉末を原子炉(JRR-4)で照射した後、ターゲットを真空中で600$$^{circ}$$Cまで加熱し、放出されるトリチウムの化学形をラジオガスクロマトグラフ法によって分析した。今回の実験条件下では、生成したトリチウムの大部分がLi$$_{2}$$Oから放出されることを確認するとともに、Li$$_{2}$$O中でのトリチウムの存在状態およびその化学的挙動を推論した。

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