Tritium recovery experiment from simulating solid breeder blanket with DT neutron irradiation (3)

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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 -(3)

Abstract

原子力機構核融合中性子源施設FNSでは増殖候補材からのトリチウム回収特性実験を行っている。今回は、これまでのベリリウム単一体系からチタン酸リチウ ムブロックとベリリウムで構成されたブランケット模擬体系に変更してDT中性子照射を行い、ブランケット模擬容器内のチタン酸リチウムぺブルから放出され るトリチウム回収率につ いて調べたので報告する。

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  • CRID
    1390001205726167680
  • NII Article ID
    130004568733
  • DOI
    10.11561/aesj.2013s.0.617.0
  • Text Lang
    ja
  • Data Source
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • Abstract License Flag
    Disallowed

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