大量トリチウム取り扱いにかかわる研究成果,2; 核融合炉燃料システムの構築に向けて, 日米協力の進展

Accomplishments of large amount of tritium handling technology, 2; For establishment of a fusion fuel cycle system, Progress of US-Japan collaboration

河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 奥野 健二*

Kawamura, Yoshinori; Nakamura, Hirofumi; Iwai, Yasunori; Okuno, Kenji*

核融合炉では投入する燃料のほとんどは反応することなく排出される。したがって、排気される燃料を再利用するシステムが不可欠である。また、炉心を取り巻くブランケットで核融合中性子とリチウムを反応させトリチウムを製造し燃料とする。これら燃料システムの研究開発では、大量トリチウム取扱施設を有する米国との協力が大きな位置を占めることとなった。本章では、燃料システム技術開発を中心に日米協力の成果を紹介する。

In case of nuclear fusion reactor, the most of the fuel injected is discharged without the reaction. Therefore, the system that can reuse the fuel discharged is necessary. And, at blanket located around the core plasma, tritium is made by the reaction of neutron and lithium, is recovered and is used as fuel. In the research and development of these fueling systems, the collaboration with US having the facility that can handle the large amount of tritium has become important. In this section, the results of the US-Japan collaboration related to the development of fueling system technology will be presented.