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 -(1)
書誌事項
- タイトル別名
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- Tritium recovery experiment from simulated solid breeding blanket assembly with DT neutron irradiation
抄録
ITER-TBMのトリチウム回収性能に関するデータを取得することを目的とし、DT中性子照射によるチタン酸リチウム材料からのトリチウ ム放出実験を開始し、トリチウム生成量評価、回収トリチウム 量および残留トリチウム量の測定結果から、材料温度600℃までのガススイープによるトリチウム回収性能について確認している。本発表では、DT中性子照射実験ならびにトリチウム生成量評価と測定手法の詳細について報告する。
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 2011s (0), 742-742, 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
- 1390001205725848704
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- NII論文ID
- 130007037039
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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