核融合炉増殖ブランケット炉内照射試験の現状

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概要

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• To develop a tritium breeding blanket for a fusion reactor, irradiation tests in fission reactors must be conducted to obtain data on tritium production / release / recovery performance of the blanket. In-situ various irradiation tests have been carried out in Japan (JMTR) and Europe (HFR) to investigate tritium release characteristics from ultra-small Li2TiO3 pebble (1 mm dia) bed. Tritium performance irradiation tests presently focus on Li2TiO3 ceramic considered promising as a new strong candidate for breeding material. This report shown the present status if in-situ irradiation tests carried out throughout the world. An in-situ irradiation test program on tritium release for partial breeding blanket module is presented.

• 富山大学の論文

著者

• 土谷 邦彦

  日本原子力研究開発機構

• 河村 弘

  日本原子力研究開発機構 照射試験炉センター

• 河村 弘

  原研大洗研

• 河村 弘

  日本原子力研究開発機構

• 二村 嘉明

  富山大学水素同位体機能研究センター

• 長尾 美春

  日本原子力研究所大洗研究所

• 藤田 淳哉

  日本原子力研究所大洗研究所

• 二村 嘉明

  富山大学水素同位体科学研究センター

• 長尾 美春

  原研

• 長尾 美春

  日本原子力研究所

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