Tritium recovery experiment from simulated solid breeding blanket assembly with DT neutron irradiation
-
- Ochiai Kentaro
- JAEA
-
- Hoshino Tsuyoshi
- JAEA
-
- Kawamura Yoshinori
- JAEA
-
- Kondo Keitaro
- JAEA
-
- Takakura Kosuke
- JAEA
-
- Kobayashi Kazuyoshi
- JAEA
-
- Iwai Kasunori
- JAEA
-
- Konno Chikara
- JAEA
Bibliographic Information
- Other Title
-
- 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)
Abstract
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。
Journal
-
- Proceedings of Annual / Fall Meetings of Atomic Energy Society of Japan
-
Proceedings of Annual / Fall Meetings of Atomic Energy Society of Japan 2011s (0), 742-742, 2011
Atomic Energy Society of Japan
- Tweet
Keywords
Details 詳細情報について
-
- CRID
- 1390001205725848704
-
- NII Article ID
- 130007037039
-
- Text Lang
- ja
-
- Data Source
-
- JaLC
- CiNii Articles
-
- Abstract License Flag
- Disallowed