ナトリウム冷却高速炉によるトリチウム生産の検討

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: ナトリウム冷却高速炉によるトリチウム生産の検討
• 著者・編者: 関 泰; 田中 吉左右; 迫 淳
• 著者標目: 関 泰; 田中 吉左右; 迫 淳
• 出版年月日等: 1975-06
• 出版年（W3CDTF）: 1975-06
• 並列タイトル等: An Evaluation of Tritium Production by a Sodium Cooled Fast Reactor
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 6150
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 昭和60年代に建設が予定されている核融合動力実験炉には、概算によれば1~2キログラムの初期装荷トリチウムが必要とされる。その後の実験炉の運転には年間数百グラム、またそれ以前に行なわれる炉心モックアップ実験にも年間数十グラムのトリチウムの供給が毎年必要であると考えられる。ここでは熱出力100MW程度のナトリウム冷却高速炉により生産できるトリチウムの量を核計算を行なうことにより検討した。その結果この程度の小型高速炉を利用しても年間100グラム以上のトリチウムを生産できることが明らかになった。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-6150.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-6150.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 昭和60年代に建設が予定されている核融合動力実験炉には、概算によれば1~2キログラムの初期装荷トリチウムが必要とされる。その後の実験炉の運転には年間数百グラム、またそれ以前に行なわれる炉心モックアップ実験にも年間数十グラムのトリチウムの供給が毎年必要であると考えられる。ここでは熱出力100MW程度の...