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

Plasma exhaust purification with metal getters

H. Albrecht, R.-D. Penzhorn, Th. Kastner, M. Sirch1989年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractA plasma clean-up concept based on metallic getters and two Pd/Ag permeators is discussed. The first permeator separates molecular hydrogen isotopes from the gas stream, together with tritium from cracked tritiated ammonia. Metallic getters are used to decompose tritiated hydrocarbons as well as tritiated water and to remove all impurities except helium. A second permeator separates helium from the hydrogen isotopes liberated in the cracking reactions. A research program has been started at KfK for the selection of appropriate getter materials and the definition of optimized working conditions with a tritium operated fuel clean-up system.Screening tests on gas/solid reactions as well as experiments with commercial gas purifiers are in progress. First results are presented on the reaction of N2, CH4, CO, CO2, and NH3 with uranium, nickel, and titanium. In addition, the PEGASUS facility, designed for investigations on gas purifiers on a technical scale, is described.

日本語訳

金属ゲッターと2つのPd/Ag透過膜に基づくプラズマ洗浄コンセプトについて論じる。第1の透過膜は、ガス流から分子状水素同位体を分離し、同時に分解されたトリチウム化アンモニアからのトリチウムも分離する。金属ゲッターは、トリチウム化炭化水素およびトリチウム化水を分解し、ヘリウムを除くすべての不純物を除去するために使用される。第2の透過膜は、分解反応で放出された水素同位体からヘリウムを分離する。KfKでは、適切なゲッター材料の選定と、トリチウムを用いた燃料浄化システムにおける最適化された運転条件の定義のための研究プログラムが開始されている。ガス/固体反応に関するスクリーニング試験と、市販のガス精製器を用いた実験が進行中である。N2、CH4、CO、CO2、およびNH3とウラン、チタンとの反応に関する最初の結果が提示される。さらに、工業規模のガス精製器の調査用に設計されたPEGASUS設備について説明する。

この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Development of tritium cleanup system for LHD

2000Fusion Engineering and Design

Isotope exchange reaction on solid breeder materials

2000Fusion Engineering and Design

Recovery of tritium from different sources by the ITER Tokamak exhaust processing system

2002Fusion Engineering and Design

Membrane separation technologies: their application to the fusion reactor fuel cycle

1993Fusion Engineering and Design

TRIEX-II: an experimental facility for the characterization of the tritium extraction unit of the WCLL blanket of ITER and DEMO fusion reactors

2022Nuclear Fusion

Transport properties of a deuterium, tritium, helium plasma/gas mixture

1985Nuclear Fusion

Radiochemistry of an equimolar deuterium–tritium mixture or of T2 with CO

2000Fusion Engineering and Design

Enhancement of tritium release from ceramic breeders with impregnated catalytic additives

2000Fusion Engineering and Design

Novel method for determination of tritium depth profiles in metallic samples

2019Nuclear Fusion

Physics and technology considerations for the deuterium–tritium fuel cycle and conditions for tritium fuel self sufficiency

2021Nuclear Fusion