[2O13-17] Tritium behavior

[2O15] Measurement of tritium amount in fusion reactor materials

Tritium amount in JT-60U vacuum vess

*Hikaru Furuta¹, Yuji Torikai¹, Kazuhiro kobayasi², Kanetugu Isobe² (1. Ibaraki university, 2. QST)

Keywords:fusion, material, tritium

トリチウム燃料サイクル及び放射線管理の観点から核融合炉内材料に蓄積するトリチウム量を見積もることは重要であるが、その方法はまだ確立されていない。
そこで本研究では、オートクレーブを用いたトリチウムの回収・測定の方法を提案し、那珂核融合研究所の研究用核融合炉JT-60Uの運用終了後に切り出したステンレス製プラズマ対向壁に残存するトリチウムの測定を検討した。
その結果、JT-60Uのプラズマ対向壁内に含まれるトリチウムは1 Bq/g以下であり、そのような低濃度のトリチウムでも本手法で測定できることが分かった。