JPS62287031A - トリチウム貯蔵・供給材料 - Google Patents
トリチウム貯蔵・供給材料Info
- Publication number
- JPS62287031A JPS62287031A JP13134986A JP13134986A JPS62287031A JP S62287031 A JPS62287031 A JP S62287031A JP 13134986 A JP13134986 A JP 13134986A JP 13134986 A JP13134986 A JP 13134986A JP S62287031 A JPS62287031 A JP S62287031A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- tritium
- storage
- alloy
- supply material
- hydrogen
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 60
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 title claims abstract description 59
- 238000003860 storage Methods 0.000 title claims abstract description 26
- 239000000463 material Substances 0.000 title claims abstract description 25
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 13
- 229910003310 Ni-Al Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- 229910002058 ternary alloy Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 238000010494 dissociation reaction Methods 0.000 abstract description 26
- 230000005593 dissociations Effects 0.000 abstract description 26
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 abstract description 22
- 239000000956 alloy Substances 0.000 abstract description 22
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 abstract description 8
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 6
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 abstract description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 abstract description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 abstract description 3
- 229910052746 lanthanum Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 238000002156 mixing Methods 0.000 abstract 1
- 150000003649 tritium Chemical class 0.000 abstract 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 21
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 21
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 21
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 10
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 description 7
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 3
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 2
- 229910052987 metal hydride Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000004681 metal hydrides Chemical class 0.000 description 2
- 239000012466 permeate Substances 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 2
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 2
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910017811 LaNi3 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910017865 LaNi4 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 238000007872 degassing Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002910 rare earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Hydrogen, Water And Hydrids (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
3、発明の詳細な説明
産業上の利用分野
本発明は、原子炉、核燃料再処理施設及び核融合炉等の
原子力施設において発生あるいは製造されるガス状トリ
チウムを高密度に且つ安全に貯蔵し得る実用的なトリチ
ウム貯蔵・供給材料に関する。
原子力施設において発生あるいは製造されるガス状トリ
チウムを高密度に且つ安全に貯蔵し得る実用的なトリチ
ウム貯蔵・供給材料に関する。
従来の技術
トリチウムは放射性を有する水素の同位体であり、発生
源としては、原子炉と核燃料再処理施設が主たるもので
ある。また、最近では、核融合炉の燃料として注目され
、年々その取り扱い量は増大している。
源としては、原子炉と核燃料再処理施設が主たるもので
ある。また、最近では、核融合炉の燃料として注目され
、年々その取り扱い量は増大している。
トリチウムを貯蔵する場合には、少量の場合はガラスア
ンプルや鋼製容器にガス状で貯蔵するが、多量の場合に
は、安全性の面から金属水素化物の形態で貯蔵するのが
一般的である。トリチウムを貯蔵・保管するには、放射
線管理上、常温において、できる限り解離圧の低い金属
水素化物であることが要求される。この点では、現在開
発が進められている水素貯蔵合金とは、要求される圧力
一温度特性が大きく異なっている。即ち、水素貯蔵合金
は常温で1気圧以上の解離圧を要求されるのでトリチウ
ムの貯蔵には安全上問題がある。
ンプルや鋼製容器にガス状で貯蔵するが、多量の場合に
は、安全性の面から金属水素化物の形態で貯蔵するのが
一般的である。トリチウムを貯蔵・保管するには、放射
線管理上、常温において、できる限り解離圧の低い金属
水素化物であることが要求される。この点では、現在開
発が進められている水素貯蔵合金とは、要求される圧力
一温度特性が大きく異なっている。即ち、水素貯蔵合金
は常温で1気圧以上の解離圧を要求されるのでトリチウ
ムの貯蔵には安全上問題がある。
他方Ti、Zrあるいは希土類の単体金属の水素化物は
、常温の解離圧が極めて低いので実際にトリチウムの永
久貯蔵用として利用されている。しかし、たとえばZr
の場合に・1ま、トリチウムを吸収させるのに600℃
以上の加熱を必要とし、さらにこれらの水素化物を分解
してトリチウムを再利用するには、800℃以上の高温
を必要とする。
、常温の解離圧が極めて低いので実際にトリチウムの永
久貯蔵用として利用されている。しかし、たとえばZr
の場合に・1ま、トリチウムを吸収させるのに600℃
以上の加熱を必要とし、さらにこれらの水素化物を分解
してトリチウムを再利用するには、800℃以上の高温
を必要とする。
しかしながら、このような高温では容器壁からの水素が
透過する問題がある。一般的な貯蔵容器の構成材料であ
るステンレス鋼の場合、高温で水素が透過し易いことは
、よく知られている。トリチウムは放射性物質であるた
め、微量の透過でも問題となるので、トリチウムの再利
用を考える限りこれらの低解離圧水素化物は、利用し難
い。
透過する問題がある。一般的な貯蔵容器の構成材料であ
るステンレス鋼の場合、高温で水素が透過し易いことは
、よく知られている。トリチウムは放射性物質であるた
め、微量の透過でも問題となるので、トリチウムの再利
用を考える限りこれらの低解離圧水素化物は、利用し難
い。
従って、トリチウムの貯蔵・供給用材料としては活性化
に高温、高圧を必要とせず、常温でトリチウムを吸収し
てその解離圧ができる限り低く、しかも300〜450
℃でかなり高い解離圧(〜1気圧)を有していることが
要求される。このような条件に適合しているのは現在の
ところウランだけである。ウランは200℃、1気圧の
水素圧印加により容易に活性化でき、常温でトリチウム
を吸収し、その解離圧も10−’Torr以下と低く、
また約430℃で1気圧のトリチウムを得ることができ
るため、最も広く利用されている。
に高温、高圧を必要とせず、常温でトリチウムを吸収し
てその解離圧ができる限り低く、しかも300〜450
℃でかなり高い解離圧(〜1気圧)を有していることが
要求される。このような条件に適合しているのは現在の
ところウランだけである。ウランは200℃、1気圧の
水素圧印加により容易に活性化でき、常温でトリチウム
を吸収し、その解離圧も10−’Torr以下と低く、
また約430℃で1気圧のトリチウムを得ることができ
るため、最も広く利用されている。
しかしながら、ウランは核燃料物質であると同時に放射
性物質でもあるので、計量管理、放射線管理の両面から
規制を受け、特殊設備を必要とするなど、その取り扱い
は煩雑である。さらに、ウラン粉末は空気中で発火性を
有するので、使用後の処分についても取り扱いに注意が
必要である。
性物質でもあるので、計量管理、放射線管理の両面から
規制を受け、特殊設備を必要とするなど、その取り扱い
は煩雑である。さらに、ウラン粉末は空気中で発火性を
有するので、使用後の処分についても取り扱いに注意が
必要である。
また、ウランは単体金属であるため、解離圧は温度のみ
の関数である。1気圧以上のトリチウムを必要とする場
合には、ウランでさえも分解温度がやや高いという問題
があり、トリチウム透過対策として格納容器や水冷ジャ
ケットなどを貯蔵容器に付帯させる必要がある。そのた
め、貯蔵容器の構造が複雑化し透過トリチウムの回収・
除去設備が必要となるなどの欠点もある。
の関数である。1気圧以上のトリチウムを必要とする場
合には、ウランでさえも分解温度がやや高いという問題
があり、トリチウム透過対策として格納容器や水冷ジャ
ケットなどを貯蔵容器に付帯させる必要がある。そのた
め、貯蔵容器の構造が複雑化し透過トリチウムの回収・
除去設備が必要となるなどの欠点もある。
このように、ウランは唯一トリチウムの貯蔵・供給用材
料としての基本条件を具備しているものの、かかる欠点
を有しているために、その利用には多くの問題があり、
代替材料が強く求められている。
料としての基本条件を具備しているものの、かかる欠点
を有しているために、その利用には多くの問題があり、
代替材料が強く求められている。
発明の解決しようとする問題点
本発明の目的は、上述した従来技術の問題を解決して高
密度に且つ安全にガス状トリチウムを貯蔵・放出し得る
トリチウム貯蔵・供給用材料を提供することにある。
密度に且つ安全にガス状トリチウムを貯蔵・放出し得る
トリチウム貯蔵・供給用材料を提供することにある。
さらに詳細には本発明の目的は、活性化が容易で、常温
でトリチウムガスを吸収・貯蔵でき、解離圧が低いため
安全性を確保でき、さらにトリチウムの容器壁部からの
透過がないように比較的低温に加熱することによってト
リチウムを放出可能なトリチウム貯蔵・供給用材料を提
供することを目的とする。
でトリチウムガスを吸収・貯蔵でき、解離圧が低いため
安全性を確保でき、さらにトリチウムの容器壁部からの
透過がないように比較的低温に加熱することによってト
リチウムを放出可能なトリチウム貯蔵・供給用材料を提
供することを目的とする。
問題点を解決するための手段
本発明者等は上述の如き本発明の目的を達成すべく、従
来のウランの有するトリチウム貯蔵・放出特性と同程度
の特性を有し且つ前述した如きウランの欠点のないトリ
チウム貯蔵・供給材料を開発すべく研究を進めてきたも
のである。
来のウランの有するトリチウム貯蔵・放出特性と同程度
の特性を有し且つ前述した如きウランの欠点のないトリ
チウム貯蔵・供給材料を開発すべく研究を進めてきたも
のである。
その結果、la、 NiおよびAIより構成される合金
が上記のトリチウム貯蔵・供給材料の全ての条件を具備
し、さらに合金化により、単体金属であるウランにはな
い解離圧の調整が可能であるという極めて有用な特性を
もつ合金を完成させるに至った。
が上記のトリチウム貯蔵・供給材料の全ての条件を具備
し、さらに合金化により、単体金属であるウランにはな
い解離圧の調整が可能であるという極めて有用な特性を
もつ合金を完成させるに至った。
すなわち、本発明に従うと、La−Ni−Al三元系合
金からなることを特徴とするトリチウム貯蔵・供給材料
が提供される。
金からなることを特徴とするトリチウム貯蔵・供給材料
が提供される。
さらに好ましくは、本発明のトリチウム貯蔵・供給材料
は、一般式LLaNl5−11AIで表わされる組成を
有する三元合金である。ただし、式中Xは、1≦X≦3 の範囲の数であり、AI量Xを変化させることにより解
離圧を容易に調整できるものである。
は、一般式LLaNl5−11AIで表わされる組成を
有する三元合金である。ただし、式中Xは、1≦X≦3 の範囲の数であり、AI量Xを変化させることにより解
離圧を容易に調整できるものである。
詐浬
本発明は、La−Ni−Al三元系合金からなるトリチ
ウム貯蔵・供給材料を要旨とするものであり、後述する
如く、本発明のLa−Ni−Al三元系合金からなるト
リチウム貯蔵・供給材料は活性化が容易であり、常温で
トリチウムガスを吸収・貯蔵でき、解離圧が低く、低温
加熱によりトリチウムを放出可能であるのでトリチウム
の容器壁部からの透過の危険がない。
ウム貯蔵・供給材料を要旨とするものであり、後述する
如く、本発明のLa−Ni−Al三元系合金からなるト
リチウム貯蔵・供給材料は活性化が容易であり、常温で
トリチウムガスを吸収・貯蔵でき、解離圧が低く、低温
加熱によりトリチウムを放出可能であるのでトリチウム
の容器壁部からの透過の危険がない。
本発明のトリチウム貯蔵・供給材料は、一般式LaN+
s−)IAIMで表わされる組成を有するのが好ましい
が、これらの各成分元素の含有量の設定理由は、以下の
如くである。
s−)IAIMで表わされる組成を有するのが好ましい
が、これらの各成分元素の含有量の設定理由は、以下の
如くである。
Xを1〜3の範囲で調整したとき、常温におけるトリチ
ウムの解離圧の低下が顕著であり、かつ供給時の加熱温
度が450℃以下となる。一方、Xが3より大きくなる
と前記TIやZrのように吸収したトリチウムの放出が
困難となり、供給時に高温加熱を要するという問題点を
生ずる。また、Xが1より小さいと常温におけるトリチ
ウム解離圧を安全貯蔵に必要な圧力まで低下させること
が困難となる。従ってΔ1含有量Xの範囲は、前記の範
囲内に保つ必要がある。
ウムの解離圧の低下が顕著であり、かつ供給時の加熱温
度が450℃以下となる。一方、Xが3より大きくなる
と前記TIやZrのように吸収したトリチウムの放出が
困難となり、供給時に高温加熱を要するという問題点を
生ずる。また、Xが1より小さいと常温におけるトリチ
ウム解離圧を安全貯蔵に必要な圧力まで低下させること
が困難となる。従ってΔ1含有量Xの範囲は、前記の範
囲内に保つ必要がある。
本発明のLa−Ni−Al系三元合金は、通常の合金製
造方法、例えばアルゴンのような不活性ガスの雰囲気中
で、高周波炉を用いる方法、またはアーク融解法などに
より、原料金属を上記組成範囲で熔融して容易に製造す
ることができる。このようにして得られた合金塊は表面
積を増大するため、通常粉末の形状で用いるのが有利で
ある。
造方法、例えばアルゴンのような不活性ガスの雰囲気中
で、高周波炉を用いる方法、またはアーク融解法などに
より、原料金属を上記組成範囲で熔融して容易に製造す
ることができる。このようにして得られた合金塊は表面
積を増大するため、通常粉末の形状で用いるのが有利で
ある。
このようにして得た粉末状の合金は、極めて容易に活性
化することができ、活性後は常温で低圧のトリチウムを
多量に吸収し、450℃以下の温度で約1気圧のトリチ
ウムガスを供給することができる。たとえば上記合金粉
末を適当な容器に充填し、真空下、200℃の温度で脱
ガス処理して活性化を行った後、たとえば、常温で1気
圧以下の水素ガスを印加することにより、容易に水素を
吸収・貯蔵させることができる。この水素化物から水素
を放出・供給させるには、加熱するだけでよい。
化することができ、活性後は常温で低圧のトリチウムを
多量に吸収し、450℃以下の温度で約1気圧のトリチ
ウムガスを供給することができる。たとえば上記合金粉
末を適当な容器に充填し、真空下、200℃の温度で脱
ガス処理して活性化を行った後、たとえば、常温で1気
圧以下の水素ガスを印加することにより、容易に水素を
吸収・貯蔵させることができる。この水素化物から水素
を放出・供給させるには、加熱するだけでよい。
以下、本発明の実施例により詳細に説明するが、これら
の実施例は本発明の例示であり、本発明の技術的範囲を
何等制限するものではないことは勿論である。
の実施例は本発明の例示であり、本発明の技術的範囲を
何等制限するものではないことは勿論である。
実施例
本実施例では、放射性材料であるトリチウムの替わりに
その同位体である水素を試料ガスとして使用した。水素
を用いた場合とトリチウムを用いた場合の吸収・放出特
性に関しては、その質量差にもとづく解離圧の若干の相
違が知られている。
その同位体である水素を試料ガスとして使用した。水素
を用いた場合とトリチウムを用いた場合の吸収・放出特
性に関しては、その質量差にもとづく解離圧の若干の相
違が知られている。
即ち、水素の解離圧をP、+、トリチウムのそれをP、
とするとpH/PT’il/ごなる関係が実験的に知ら
れている。従って、水素によって得られた知見はこのよ
うな補正を施すことにより、トリチウムへ適用すること
ができる。
とするとpH/PT’il/ごなる関係が実験的に知ら
れている。従って、水素によって得られた知見はこのよ
うな補正を施すことにより、トリチウムへ適用すること
ができる。
市販のLa5Niおよびへ1純金属をそれぞれLaNi
、AI、LaNi3. sAl 1.5、LaNi2八
I3の組成になるように配合し、これをアルゴン中でア
ーク溶解して上記組成の3種の合金を製造した。これら
の合金を16メツシユに粉砕し、その5.0gをステン
レス鋼製の容器に入れ、真空下、200℃の温度に加熱
して脱ガスを行った。これらの合金はこの操作で活性化
が完了した。
、AI、LaNi3. sAl 1.5、LaNi2八
I3の組成になるように配合し、これをアルゴン中でア
ーク溶解して上記組成の3種の合金を製造した。これら
の合金を16メツシユに粉砕し、その5.0gをステン
レス鋼製の容器に入れ、真空下、200℃の温度に加熱
して脱ガスを行った。これらの合金はこの操作で活性化
が完了した。
室温に冷却した後、純度99.99999%の水素ガス
を導入し、容器内の水素圧を1気圧に保持すると、直ち
に水素の吸収が認められた。このような操作を各種温度
において逐次行い、100〜76f)Torrの水素圧
で水素を吸収させた。
を導入し、容器内の水素圧を1気圧に保持すると、直ち
に水素の吸収が認められた。このような操作を各種温度
において逐次行い、100〜76f)Torrの水素圧
で水素を吸収させた。
第1図は上記の方法で求めたそれぞれの組成の合金の水
素吸収時の圧力一温度の関係を示す。第1図において縦
座標は水素を吸収した合金の解離圧であり、横座標はそ
のときの合金の温度である。
素吸収時の圧力一温度の関係を示す。第1図において縦
座標は水素を吸収した合金の解離圧であり、横座標はそ
のときの合金の温度である。
また、図中、直線1.2および3はそれぞれLaNi4
AI、LaN1+、 sAl0.5およびLaNi2A
l3の場合を示す。
AI、LaN1+、 sAl0.5およびLaNi2A
l3の場合を示す。
いずれの組成の合金も室温において低圧の水素ガスを速
やかに吸収して水素化物を形成し、図示の如く著しく低
い解離圧を示した。水素化物を形成した合金は、温度を
上昇させることによって熱分解し、所望の水素圧を得る
ことができた。
やかに吸収して水素化物を形成し、図示の如く著しく低
い解離圧を示した。水素化物を形成した合金は、温度を
上昇させることによって熱分解し、所望の水素圧を得る
ことができた。
さらに第1図からも明らかなようにへ1含有量xが高く
なるにつれて、著しく水素の解離圧が低くなる。このよ
うにA1含有iXを変化さぜることにより、水素の解離
圧を調部することができた。
なるにつれて、著しく水素の解離圧が低くなる。このよ
うにA1含有iXを変化さぜることにより、水素の解離
圧を調部することができた。
発明の詳細
な説明の如く、本発明のLa−Ni−Al三元系合金か
らなるトリチウム貯蔵・供給材料は活性化が容易であり
、常温でトリチウムガスを吸収・貯蔵でき、解離圧が低
く、また低温加熱によりトリチウムを放出可能であるの
でトリチウムの容器壁部からの透過の危険がない。従っ
て、トリチウムの貯蔵・供給用容器を簡単な構造で実現
できる。
らなるトリチウム貯蔵・供給材料は活性化が容易であり
、常温でトリチウムガスを吸収・貯蔵でき、解離圧が低
く、また低温加熱によりトリチウムを放出可能であるの
でトリチウムの容器壁部からの透過の危険がない。従っ
て、トリチウムの貯蔵・供給用容器を簡単な構造で実現
できる。
さらに、本発明のLa−Ni−Al三元系合金の水素化
物の解離圧は、合金の組成を変えることにより、即ちX
の値を上記範囲で変化させることによって調整すること
ができる。同一温度での解離圧はA1含有量Xを高くす
ると低くなり、低くすると高くなる。従ってA1含有量
Xを変化させることによって実用的に必要な解離圧を有
する合金を設計することができる。たとえば供給時の加
熱温度が低い組成を選べば、格納容器や水冷ジャケット
などが不要な構造が極めて簡単な貯蔵容器を提供するこ
とができる。
物の解離圧は、合金の組成を変えることにより、即ちX
の値を上記範囲で変化させることによって調整すること
ができる。同一温度での解離圧はA1含有量Xを高くす
ると低くなり、低くすると高くなる。従ってA1含有量
Xを変化させることによって実用的に必要な解離圧を有
する合金を設計することができる。たとえば供給時の加
熱温度が低い組成を選べば、格納容器や水冷ジャケット
などが不要な構造が極めて簡単な貯蔵容器を提供するこ
とができる。
第1図は、本発明のトリチウム貯蔵・供給用材料を構成
する3種のLa−Ni−へ1合金の温度と解離圧の関係
を示すグラフである。
する3種のLa−Ni−へ1合金の温度と解離圧の関係
を示すグラフである。
Claims (2)
- (1)La−Ni−Al三元系合金からなることを特徴
とするトリチウム貯蔵・供給材料。 - (2)一般式LaNi_5_−_XAl_X(ただし、
1≦X≦3)で示される組成を有することを特徴とする
特許請求の範囲第1項に記載のトリチウム貯蔵・供給材
料。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13134986A JPS62287031A (ja) | 1986-06-06 | 1986-06-06 | トリチウム貯蔵・供給材料 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13134986A JPS62287031A (ja) | 1986-06-06 | 1986-06-06 | トリチウム貯蔵・供給材料 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62287031A true JPS62287031A (ja) | 1987-12-12 |
Family
ID=15055853
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP13134986A Pending JPS62287031A (ja) | 1986-06-06 | 1986-06-06 | トリチウム貯蔵・供給材料 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62287031A (ja) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS56123342A (en) * | 1980-03-04 | 1981-09-28 | Sekisui Chem Co Ltd | Hydrogen alloy absorbent |
| JPS56125202A (en) * | 1980-03-04 | 1981-10-01 | Sekisui Chem Co Ltd | Alloy mixed hydrogen absorbing agent |
| JPS6070154A (ja) * | 1983-09-27 | 1985-04-20 | Japan Metals & Chem Co Ltd | 水素貯蔵材料 |
| JPS60230950A (ja) * | 1984-05-01 | 1985-11-16 | Japan Metals & Chem Co Ltd | Sn含有水素貯蔵材料 |
-
1986
- 1986-06-06 JP JP13134986A patent/JPS62287031A/ja active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS56123342A (en) * | 1980-03-04 | 1981-09-28 | Sekisui Chem Co Ltd | Hydrogen alloy absorbent |
| JPS56125202A (en) * | 1980-03-04 | 1981-10-01 | Sekisui Chem Co Ltd | Alloy mixed hydrogen absorbing agent |
| JPS6070154A (ja) * | 1983-09-27 | 1985-04-20 | Japan Metals & Chem Co Ltd | 水素貯蔵材料 |
| JPS60230950A (ja) * | 1984-05-01 | 1985-11-16 | Japan Metals & Chem Co Ltd | Sn含有水素貯蔵材料 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Bobet et al. | Structural and hydrogen sorption studies of NdNi5− xAlx and GdNi5− xAlx | |
| Nagasaki et al. | A zirconium-cobalt compound as the material for a reversible tritium getter | |
| US5180568A (en) | Recovery of tritium and deuterium from their oxides and intermetallic compound useful therein | |
| JPS5839217B2 (ja) | 水素吸蔵用ミツシユメタル−ニツケル系合金 | |
| US4142300A (en) | Lanthanum nickel aluminum alloy | |
| Konishi et al. | Equilibrium hydrogen pressure on the solid solutions of ZrCo HfCo intermetallic compounds | |
| US5441715A (en) | Method for the separation of hydrogen isotopes using a hydrogen absorbing alloy | |
| Andresen et al. | Neutron scattering investigations of Be2ZrH1. 5 and Be2ZrD1. 5 | |
| Davis et al. | The impact of hydrogen in a fusion reactor environment on titanium alloys | |
| JPS63206443A (ja) | トリチウム貯蔵・供給材料 | |
| JPS5938293B2 (ja) | チタン−クロム−バナジウム系水素吸蔵用合金 | |
| US4090979A (en) | Process for producing chemical pump absorbents for a cartridge combustion-driven chemical laser | |
| US2929706A (en) | Delta phase plutonium alloys | |
| US4659554A (en) | Low-energy process for separation of hydrogen isotopes | |
| US4349527A (en) | Iron-titanium-niobium alloy | |
| Khatamian et al. | The effect of the addition of carbon on the hydrogen-absorbing properties of FeTi | |
| Ao et al. | A simple hermetic sample holder for X-ray diffraction analysis of uranium hydride | |
| JP3401703B2 (ja) | トリチウムの回収、貯蔵、供給に使用する材料 | |
| JPS5839218B2 (ja) | 希土類金属四元系水素吸蔵用合金 | |
| Strickland et al. | Operating manual for the PSE and G hydrogen reservoir containing iron titanium hydride | |
| JPS58207350A (ja) | 水素吸蔵用合金 | |
| Akabori et al. | Nutridation of uranium and rare-earth metals in liquid Cd | |
| JPS5841334B2 (ja) | 4元系水素吸蔵用合金 | |
| CN121496234A (zh) | 一种用于氢同位素存储的低平衡氢压Laves相ZrTiMnV系储氢合金及其制备方法与应用 | |
| JPH0442321B2 (ja) |