[E08-14] トリチウム工学1

[E11] Removal process of plasma-loaded tritium into ferritic steels

^〇Makoto Higaki¹, Teppei Otsuka¹, Kennichi Hashizume¹ (1.Interdisciplinary Graduate School of Engineering and Science, Department of Advanced Energy Engineering Science, Kyushu University)

トリチウムで汚染された核融合炉材料のトリチウム除去（除染）は環境や人体への安全面を考えると、非常に重要な問題である。今までに、水素を溶解させた材料の焼鈍やDCグロー放電洗浄が研究されてきた。しかし、材料内部のトリチウム深さ分布は十分に解明できていない。そこで本研究では、トリチウムをプラズマ注入したフェライト鋼に対して除染を想定した焼鈍やDCグロー放電で処理を行った後に、トリチウムイメージングプレート法を用いて材料内部のトリチウム深さ分布測定を行った。
報告では、上記の様な処理前後での材料内部のトリチウム深さ分布の変化を調べることにより、材料からのトリチウムの除去過程を考察する。