2023年秋の大会

講演情報

一般セッション

VI. 核融合工学 » 601-3 トリチウム工学(燃料回収・精製,計測,同位体効果,安全取扱い)

[1L15-18] トリチウム工学(大型装置)

2023年9月6日(水) 16:40 〜 17:45 L会場 (ES総合館3F ES033)

座長:大塚 哲平(近大)

17:10 〜 17:25

[1L17] 核融合原型炉におけるトリチウム除染シナリオに関する基礎研究

*芦川 直子1,2、鳥養 祐二3、笠井 一輝3、染谷 洋二4、田口 明5、藪内 聖皓6 (1. 核融合研、2. 総研大、3. 茨城大、4. 量研機構、5. 富山大、6. 京大)

キーワード:トリチウム除染、核融合原型炉、運転シナリオ

核融合原型炉で定期メンテナンスを実施する前、プラズマ真空容器を閉じた状況でトリチウム除染の実施を行う必要がある。これは、真空状態でのトリチウム除染実施を意味する。現在、このトリチウム除染シナリオは、原型炉の建設および運用許可を取得するためにも重要な課題となっている。そこで、本研究では、原型炉でのトリチウム除染に利用可能な方法を3つのカテゴリに分類し、対象となるパラメータと原型炉の各運転シナリオとの関係に着目しつつ除染シナリオの基礎実験を進めている。 特に、本報告では同条件で実施可能なトリチウム除染法として等温脱離法による除染効果およびその留意点について言及する。その一例として623 K付近の温度域で放射線損傷を受けたタングステン中のトリチウム一部脱離について報告する。