Study of Tritium and Helium Release from Irradiated Lithium Ceramics Li2TiO3

Timur V. Kulsartov, Irina L. Tazhibayeva, Yuriy Gordienko, Yevgen Chikhray, Kunihiko Tsuchiya, Hiroshi Kawamura, A.V. Kulsartova

2011

Закрытый доступ Метаданные (CSL-JSON)

DOI 10.13182/fst11-a12616

Достоверность данных 70 средняя

Как считается эта оценка

Складывается из проверяемых признаков самой записи: есть ли у статьи DOI, сколько независимых источников подтвердили её данные, заполнены ли обязательные поля и насколько свежо последнее подтверждение. Снижают оценку расхождения между источниками и отсутствие идентификатора. Значение от 80 означает, что запись опубликована без дополнительной проверки; от 60 до 79 — что она опубликована с пониженной достоверностью и ручная проверка желательна. Запись, выверенную редактором вручную, пересчёт не опускает ниже 90. Это оценка наших данных о статье, а не оценка самой статьи.

Аннотация

Lithium-based oxide ceramics are considered as the candidate materials for solid breeders of future fusion reactors’ blankets. Breeder’s goal is effective, safe and reliable production of tritium as a result of lithium-neutron reactions. Main candidates as a breeder material are Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3 and Li2ZrO3, which are able to keep their physical-chemical properties despite of lithium burn-up. Lithium metatitanate Li2TiO3 attracts the great attention due to its chemical stability and high speed of tritium release under low temperatures (from 200 to 400°C). This paper contains the results of the studies on tritium and helium release from the samples of irradiated lithium ceramics Li2TiO3.