トリチウム放出（Tritium release）は、核融合・プラズマ物理学の現象。トリチウム放出は、核融合炉ブランケット内の固体増殖材（リチウムセラミックス）で生成したトリチウムをスイープガスで回収する過程である。速度は粒内拡散と表面反応に支配され、水素添加や照射欠陥の影響を受ける。放出形態はHTOとHTで、条件により割合が変わる。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62本ある。比重が最も大きかったのは1990–1994年で、その期間の論文の0.17%を占めた。直近の2025–2029年では0.13%。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
研究の変遷
1985–19948本 · 0.15%
機構解明とモデル化の始動
この時代の論文は、固体増殖材からのトリチウム放出の機構を水素同位体やセラミック増殖材との関連で論じており、表面反応や速度論の解明を目指している。TRIDEXやTEQUILAなどの実験とMISTRALコードによる解析が併用され、放出機構の理解が進んだ。
同時に語られた主題トリチウム、リチウム、水素同位体、セラミック増殖材
この時代の論文から
- Study on surface reaction in tritium release from solid breeding materials by using hydrogen isotopesFusion Engineering and Design 1991
- Progress in the knowledge of the mechanism of tritium release from lithium ceramicsFusion Engineering and Design 1991
- Inpile tritium release from ceramic breeder materials in TRIDEX experiments 1–6Fusion Engineering and Design 1991
- Analysis of tritium release from LiAlO2 in the TEQUILA experiment, using the MISTRAL codeFusion Engineering and Design 1991
1995–20046本 · 0.06%
照射欠陥と触媒添加への展開
この時代は、リチウムシリケートやLi2Oにおける照射欠陥がトリチウム放出パラメータに与える影響や、触媒添加による放出促進が研究された。水蒸気の影響やトリチウム安全実験のシミュレーションも扱われ、放出機構のより詳細な理解が試みられた。
同時に語られた主題トリチウム、チタン酸リチウム、リチウム、セラミック増殖材
この時代の論文から
- Tritium release kinetics of lithium silicates with irradiation defectsFusion Engineering and Design 1998
- Influence of radiation defects on tritium release parameters from Li2OFusion Engineering and Design 1998
- Enhancement of tritium release from ceramic breeders with impregnated catalytic additivesFusion Engineering and Design 2000
- Simulation study of intentional tritium release experiments in the caisson assembly for tritium safety at the TPL/JAERIFusion Engineering and Design 2001
2005–201421本 · 0.14%
モデル計算と材料多様化の時代
この時代は、セラミック増殖材からのトリチウム放出のモデル計算が盛んになり、表面層のトリチウム移行ステップや照射欠陥の消滅との相関が検討された。リチウムチタネートやベリリウム、リチウムオルトシリケートなど多様な材料が扱われ、ITERに関連する研究も現れた。
同時に語られた主題トリチウム、リチウム、チタン酸リチウム、ベリリウム、中性子照射、オルトケイ酸リチウム
この時代の論文から
- Comparison of modelling of tritium release from ceramic breeder materialsFusion Engineering and Design 2005
- Production and thermal stability of beryllium with fine grain structure to improve tritium release during neutron irradiationFusion Engineering and Design 2005
- Introduction of tritium transfer step at surface layer of breeder grain for modeling of tritium release behavior from solid breeder materialsFusion Engineering and Design 2006
- Correlation between annihilation of irradiation defects and tritium release in neutron-irradiated lithium zirconateFusion Engineering and Design 2006
2015–202627本 · 0.11%
先進材料と中性子照射下の評価
この時代は、Li4SiO4ペブルや先進ベリリウム材料、溶融塩FLiNaKなど多様な材料でのトリチウム放出が研究され、DT中性子照射下での放出挙動評価や高磁場の影響が調べられた。リチウムチタネートやリチウムオルトシリケートの放出特性の改善が引き続き重要なテーマである。
この記述以降に論文が追加されている
同時に語られた主題トリチウム、チタン酸リチウム、リチウム、中性子照射、オルトケイ酸リチウム、ベリリウム
この時代の論文から
- Tritium release from Li4SiO4 ceramic pebbles in high magnetic fieldFusion Engineering and Design 2015
- Tritium release from advanced beryllium materials after loading by tritium/hydrogen gas mixtureFusion Engineering and Design 2016
- Pebble fabrication and tritium release properties of an advanced tritium breederFusion Engineering and Design 2016
- Evaluation of tritium release behavior from Li2TiO3 during DT neutron irradiation by use of an improved tritium collection methodFusion 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