[1L15-18] トリチウム工学(大型装置)

[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。