FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Tritium inventory and permeation in the ITER breeding blanket

V. Violante, S. Tosti, C. Sibilia, F. Felli, C. Alvani2000年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractA model has allowed us to perform the analysis of the tritium inventory and permeation in the international thermonuclear experimental reactor (ITER) breeding blanket under the hypothesis of steady state conditions. Li2ZrO3 (reference) and Li2TiO3 (alternative) have been studied as breeding materials. The total breeder inventory assessed is 7.64 g for the Li2ZrO3 at reference temperature. The model has also been used for a parametric analysis of the tritium permeation. At reference temperature and purge helium velocity of 0.01 m/s, the HT partial pressure is ranging from 10 to 30 Pa in the breeder and 1.5×10−3 Pa in the beryllium. At 0.1 m/s of purge helium velocity, the HT partial pressure is reduced of one order by magnitude in the breeder and becomes 5×10−5 Pa in the beryllium. The tritium permeation into the coolant for the whole blanket is ranging from 100 to 250 mCi per day for purge helium velocity of 0.01 m/s. The analysis of the tritium inventory and permeation for the alternative Li2TiO3 breeding material has been carried out too. The tritium inventory in the breeder is in the range from 6 to 375 g larger than in Li2ZrO3 by about a factor 5; the tritium permeation into coolant is comparable to the Li2ZrO3 one. This analysis provides indications on the influence of the operating parameters on the tritium control in the ITER breeding blanket; particularly the control of the tritium inventory by the temperature and the tritium permeation by the purge gas velocity.

日本語訳

本モデルにより、定常状態の仮定下における国際熱核融合実験炉(ITER)増殖ブランケット内のトリチウムインベントリと透過の解析が可能となった。増殖材料としてLi2ZrO3(参考材料)とLi2TiO3(代替材料)が研究対象とされた。参考温度におけるLi2ZrO3の総増殖材料インベントリは7.64 gと評価された。本モデルはまた、トリチウム透過のパラメトリック解析にも用いられた。参考温度かつパージヘリウム流速0.01 m/sにおいて、HT分圧は増殖材料内で10〜30 Paの範囲であり、ベリリウム内では1.5×10−3 Paであった。パージヘリウム流速0.1 m/sでは、HT分圧は増殖材料内で1桁減少し、ベリリウム内では5×10−5 Paとなった。パージヘリウム流速0.01 m/sにおけるブランケット全体の冷却材へのトリチウム透過量は、1日あたり100〜250 mCiの範囲であった。代替材料Li2TiO3についてもトリチウムインベントリと透過の解析が実施された。増殖材料内のトリチウムインベントリは6〜375 gの範囲であり、Li2ZrO3と比較して約5倍大きかった。冷却材へのトリチウム透過量はLi2ZrO3と同等であった。本解析は、ITER増殖ブランケットにおけるトリチウム制御に対する運転パラメータの影響に関する知見を提供するものであり、特に温度によるトリチウムインベントリの制御と、パージガス流速によるトリチウム透過の制御に関して示唆を与えるものである。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERTritiumBreeding blanketTritium inventory
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Tritium inventory estimation in solid blanket system

1998Fusion Engineering and Design

Isotope exchange reaction on solid breeder materials

2000Fusion Engineering and Design

Mean residence time method of tritium inventory calculation

2001Fusion Engineering and Design

Tritium permeation through helium-heated steam generators of ceramic breeder blankets for DEMO

1995Fusion Engineering and Design

Tritium transport modeling at system level for the EUROfusion dual coolant lithium-lead breeding blanket

2017Nuclear Fusion

Tritium inventory in Li2TiO3 blanket

2002Fusion Engineering and Design

Helium-3 blankets for tritium breeding in near-term fusion devices

1989Fusion Engineering and Design

Tritium well depth, tritium well time and sponge mechanism for reducing tritium retention

2011Nuclear Fusion

Enhancement of tritium release from ceramic breeders with impregnated catalytic additives

2000Fusion Engineering and Design

Modeling of tritium recovery from ctr solid breeder

1989Fusion Engineering and Design