Tritium recovery experiment from simulated solid breeding blanket assembly with DT neutron irradiation

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  • 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。

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Details 詳細情報について

  • CRID
    1390001205725848704
  • NII Article ID
    130007037039
  • DOI
    10.11561/aesj.2011s.0.742.0
  • Text Lang
    ja
  • Data Source
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • Abstract License Flag
    Disallowed

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