AbstractA ZrCo intermetallic compound is proposed as the material for recovery, storage and supply of gaseous tritium. It is a substitute for the uranium that has been extensively used for this purpose in spite of its restricted handling as a nuclear fuel material. Pressure-composition isotherms of a ZrCoH2 system were investigated and this material proved to be applicable and advantageous. Some ZrCo beds were designed, fabricated and tested for actual use. A bed for the handling of large amounts of hydrogen isotopes was developed. The test establishes ZrCo beds as practical components for tritium service.
AbstractZrCo金属間化合物は、気体状トリチウムの回収、貯蔵、供給のための材料として提案されている。これは、核燃料材料としての取り扱いに制限があるにもかかわらず、これまでこの目的のために広く使用されてきたウランの代替材料である。ZrCo-H₂系の圧力-組成等温線を調査し、この材料が適用可能かつ有利であることが実証された。実際の使用に向けて、いくつかのZrCoベッドが設計、製作され、試験が行われた。大量の水素同位体を取り扱うためのベッドが開発された。この試験により、ZrCoベッドがトリチウムサービス用の実用的な構成要素として確立された。