II．ブランケットからのトリチウム回収
書誌事項
- タイトル別名
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- II. Recovery of tritium bred in blanket
- (1) Tritium recovery experiment from simulating solid breeder blanket with DT neutron irradiation (2)
- （1）DT中性子照射による固体増殖ブランケット模擬体系からのトリチウム回収実験（2）
抄録
原子力機構FNSではDT中性子照射によるブランケット模擬体系からのトリチウムオンライン回収実験を行い、増殖材温度に対する回収特性について化学形毎に調べるとともに、高純度ヘリウムガスと水素添加型ヘリウムガスによるトリチウムスイープ特性の違いについて調べた。
収録刊行物
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- 日本原子力学会 年会・大会予稿集
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日本原子力学会 年会・大会予稿集 2011f (0), 768-768, 2011
一般社団法人 日本原子力学会
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詳細情報 詳細情報について
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- CRID
- 1390001205724597376
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- NII論文ID
- 130007035549
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- 本文言語コード
- ja
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- データソース種別
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- JaLC
- CiNii Articles
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- 抄録ライセンスフラグ
- 使用不可