II. Recovery of tritium bred in blanket

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  • II．ブランケットからのトリチウム回収
  • (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）

Abstract

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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Details 詳細情報について

  • CRID
    1390001205724597376
  • NII Article ID
    130007035549
  • DOI
    10.11561/aesj.2011f.0.768.0
  • Text Lang
    ja
  • Data Source
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • Abstract License Flag
    Disallowed

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