ブランケットトリチウム移行 (プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業TITANプロジェクト) -- (第一壁・ブランケットの物質熱輸送に関する研究)  [in Japanese] Tritium Transfer in Fusion Reactor Blanket  [in Japanese]

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Abstract

核融合炉液体ブランケット材として有望なリチウム鉛(LiPb)共晶合金の溶解度に関する過去のデータのばらつきの原因を,主にLiPbと容器材料との相互作用の有無の観点から調べるため,定容法による実験装置を組み上げ,見かけの水素吸収量に及ぼす容器への残留吸着の効果,接触材料への吸着・吸収の効果をブランクテストにより見極めながら水素平衡吸収量を求めるととともに,さらにLiPb中のトリチウムに関する正確な溶解度と拡散係数データを,本研究のために特別に設計された透過ポット装置を使って求める共同研究がTITAN計画の一部として実施された.さらに本日米共同研究において,金属壁からのトリチウム透過阻止のための酸化エルビウム(Er_2O_3)膜の透過抑制のデータを求めた.本章はこれら実験の内容とこれまで得られた結果について報告する.

Journal

  • プラズマ・核融合学会誌

    プラズマ・核融合学会誌 89(11), 714-718, 2013-11

    プラズマ・核融合学会

Codes

  • NII Article ID (NAID)
    110009685109
  • NII NACSIS-CAT ID (NCID)
    AN10401672
  • Text Lang
    JPN
  • ISSN
    0918-7928
  • NDL Article ID
    025055100
  • NDL Call No.
    Z15-8
  • Data Source
    NDL  NII-ELS  NDL-Digital 
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