核融合炉熱交換器におけるトリチウム回収管の耐酸化性に関する研究

抄録

核融合炉システムの熱交換器におけるトリチウム拡散防止に関する研究。トリチウム回収コーティング法と併用することができるという特徴があり、２次冷却水へのトリチウム漏えいを大幅に抑制できる。