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J-GLOBAL ID:201902220587348286   整理番号:19A2276909

Cernavodaトリチウム除去施設:将来の核融合施設のための重要なトリチウム供給者【JST・京大機械翻訳】

Cernavoda tritium removal facility: A key tritium supplier for future fusion facilities
著者 (6件):
資料名:
巻: 146  号: PB  ページ: 1505-1509  発行年: 2019年 
JST資料番号: T0497A  ISSN: 0920-3796  CODEN: FEDEEE  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: オランダ (NLD)  言語: 英語 (EN)
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Cryogenicsと同位体分離(ICSI)のための国家研究開発は,2015年にCernavoa Tritium Removal施設(CTRF)の概念設計を完了した。CTRFは,CNE~1 1Centala Nucleara Elecica-NPP Cernavoaに位置し,2つのCANDU反応器から40kg/hの重水を処理するためにサイズし,40年以上の設計寿命において100の劣化因子を持つ。CTRFは低温蒸留(CD)に対する液相接触交換(LPCE)を用いてトリチウムを除去する。CTRFの設計は,Wolsung TRFプロジェクト,研究トリチウム研究所,および産業からの経験と共に,ICSI(トリチウムとDeutium Separationのためのパイロットプラント)とカナダ(Kinectrics)からの専門知識を使用する。このCTRF設計は,Romanian Regulatorによって規定されたトリチウム産業施設に対する最近の安全要件を含む最先端TRF技術を用いている。CTRFの建設は2020年に開始され始め,第一原子炉からの重水の劣化は2026年に始まる予定である。この今日のトリチウム貯蔵は,融合研究と産業施設に利用できるようになる。第一段階の腐食プロセスは,サイトの廃止措置の前に可能な限り低いトリチウム含有量を低減するために,CTRFを使用するために,10Ci/kgまでのトリチウム濃度を維持するために,65Ci/kgから10Ci/kgまでの減速材トリチウム含有量を減少させることである。本論文は,使用された技術を提示し,トリチウム生産の予測を提供し,そして,腐食プロセスの副産物として,He-3を供給するためのCTRFの可能な使用のための考察を提供する。Copyright 2019 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】
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分類 (1件):
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核融合装置 
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