トリチウム抽出（Tritium extraction）は、核融合・プラズマ物理学の手法。核融合炉の燃料サイクルにおいて、増殖材や重水からトリチウムを分離・回収する主要な方法の一つである。真空透過法や触媒交換、深冷蒸留などの様々な技術が使われ、燃料自給とトリチウムインベントリ低減に不可欠である。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは37本ある。比重が最も大きかったのは2020–2024年で、その期間の論文の0.14%を占めた。直近の2025–2029年では0.06%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1990年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
推移
研究の変遷
1985–19942本 · 0.04%
初期の実規模プラントと材料試験
本領域では、トリチウムおよびリチウムと並んで現れ、専用施設と材料実験の2件が報告されている。1990年のChalk River Tritium Extraction Plantは実規模プラント、1991年の実験はリチウム含有セラミックスからの熱焼き出しを扱う。この時代の関心は抽出原理と施設実証にあった。
この時代の論文から
- The Chalk River Tritium Extraction PlantFusion Engineering and Design 1990
- Tritium extraction from lithium containing ceramics by thermal annealing in out-of-reactor experimentsFusion Engineering and Design 1991
1995–20041本 · 0.01%
ITER向けパージガス抽出の機器検討
この時代はITERのHCPBブランケット関連で1件のみであり、パージガスからのトリチウム抽出を構成要素レベルで検討している。低温トラップと極低温モレキュラーシーブ吸着器という機器が登場する。
同時に語られた主題トリチウム、ヘリウム冷却ペブルベッド、増殖ブランケット
この時代の論文から
2005–20147本 · 0.05%
試験ブランケットモジュール向け概念設計と実験ループ
この時代はTest blanket moduleやLead-lithium eutecticと並び、ITERの試験ブランケットモジュール向け抽出システムの概念設計と実験ループが中心となる。TRIEXなどの実験設備が登場し、液体鉛リチウムからの抽出が本格的に扱われ始めた。
同時に語られた主題トリチウム、テストブランケットモジュール、リチウム、ブランケットモジュール、トリチウム輸送、固体増殖材
この時代の論文から
- TRIEX facility: An experimental loop to test tritium extraction systems from lead lithiumFusion Engineering and Design 2007
- Conceptual design on interface between ITER and tritium extraction system of Chinese helium-cooled solid breeder test blanket moduleFusion Engineering and Design 2010
- Experimental design of tritium extraction loop from lead lithium eutecticFusion Engineering and Design 2010
- Conceptual design of Tritium Extraction System for the European HCPB Test Blanket ModuleFusion Engineering and Design 2012
2015–202627本 · 0.11%
DEMO・ITERブランケット研究の主要論点として拡大
この時代に件数・割合とも大きく増加し、トリチウム抽出はDEMOやITERのブランケット研究で主要な論点となる。液体金属流の自由表面透過や膜反応器など多様な抽出法が検討され、実験設備はTRIEX-IIへと発展している。
同時に語られた主題トリチウム、鉛リチウム共晶、リチウム、ヘリウム冷却ペブルベッド、トリチウム輸送、テストブランケットモジュール
この時代の論文から
- The tritium extraction and removal system for the DCLL-DEMO fusion reactorNuclear Fusion 2018
- TRIEX-II: an experimental facility for the characterization of the tritium extraction unit of the WCLL blanket of ITER and DEMO fusion reactorsNuclear Fusion 2022
- Theoretical evaluation of the tritium extraction from liquid metal flows through a free surface and through a permeable membraneNuclear Fusion 2023
- Investigation on efficiency of gas liquid contactor used as tritium extraction unit for HCLL-TBM Pb-16Li loopFusion Engineering and Design 2016
よく登場する装置
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文5本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない