核融合炉トリチウム燃料システム開発; 日米協力14年間の成果

Development of tritium plant system for fusion reactors; Achievements in the 14-year US-Japan collaboration

西 正孝; 山西 敏彦; 洲 亘

Nishi, Masataka; Yamanishi, Toshihiko; Shu, Wataru

日米核融合研究協力協定付属書IVの下における、トリチウム燃料システム開発に関する14年間の日米協力の成果について紹介する。本協力の前半7年間では、米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)の核融合炉実規模の燃料システムを日米共同運転し、総合システムとして技術を実施した。この中で原研の開発した燃料精製システムのシステム構成は、その後の同システムの基本構成となっている。本協力の後半7年間はトリチウム安全工学に関する研究を実施し、核融合炉実規模室内におけるトリチウム挙動の解明,実規模トリチウム除去設備の性能実証等の成果を得た。また、プリンストンプラズマ物理研究所のトリチウム汚染した大型トカマク(TFTR)のトリチウム汚染状況のデータを得るとともに除染技術の開発を行った。これらの成果は、ITER等の核融合炉の燃料システムの設計の基盤となっている。

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