トリチウム回収（Tritium recovery）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、ブランケット増殖材やトリチウム水などからトリチウムを分離・回収する手法である。回収対象や化学形態に応じて、掃気ガスからの回収、電解濃縮、膜分離などが組み合わされ、炉のトリチウム自己供給を実現するために不可欠な工程である。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31本ある。比重が最も大きかったのは1985–1989年で、その期間の論文の0.28%を占めた。直近の2025–2029年では0.00%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1985年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
推移
他の項目を重ねる
比べる項目
研究の変遷
1985–19947本 · 0.13%
中性子照射材料からのトリチウム回収の基礎研究
14 MeV中性子照射されたリチウム酸化物や溶融塩、Li-Pb合金からのトリチウム回収が実験的に調べられ、固体増殖材の回収モデル化も行われた。TritiumやLithium、Solid breeder、Neutron irradiationといった概念と共に論じられている。
同時に語られた主題トリチウム、リチウム、固体増殖材、中性子照射
この時代の論文から
- The effect of 14 MeV neutron irradiation on tritium recovery from lithium oxideFusion Engineering and Design 1989
- Tritium recovery from molten LiF-BeF2 saltFusion Engineering and Design 1989
- Combined gettering and molten salt process for tritium recovery from lithiumFusion Engineering and Design 1989
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12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