II．ブランケットからのトリチウム回収

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タイトル別名
  • 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。

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詳細情報 詳細情報について

  • CRID
    1390001205724597376
  • NII論文ID
    130007035549
  • DOI
    10.11561/aesj.2011f.0.768.0
  • 本文言語コード
    ja
  • データソース種別
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • 抄録ライセンスフラグ
    使用不可

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