核融合原型炉におけるトリチウム水の管理・取扱方針の検討

Study on management of tritiated water for a fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 片山 一成*; 林 巧; 柳原 敏*; 小西 哲之*; 横峯 健彦*; 鳥養 祐二*; 谷川 尚

Watanabe, Kazuhito; Nakamura, Makoto; Someya, Yoji; Masui, Akihiro; Katayama, Kazunari*; Hayashi, Takumi; Yanagihara, Satoshi*; Konishi, Satoshi*; Yokomine, Takehiko*; Torikai, Yuji*; Tanigawa, Hisashi

核融合原型炉では、発電のために冷却水温度を300C前後とするため炉内構造材の温度はITERよりも高くなり、また炉内機器の主要構造材と想定される低放射化フェライト鋼は比較的トリチウムを透過しやすい。これにより冷却水中へのトリチウム透過量が大きくなり、ITERでは必要としなかった冷却水中のトリチウム処理設備の適用を原型炉では検討する必要がある。そこで本研究では、保守的に仮定したトリチウム処理量の観点からトリチウム水処理設備への要求を概算するとともに、核融合炉の特徴を踏まえたその他観点からのトリチウム水管理の課題を抽出する。その結果、冷却水中へのトリチウム透過量を保守的に仮定した場合であっても、トリチウム管理濃度をCANDU炉と同程度にすることができれば既存の設備が適用できる可能性を明らかにした。

In the DEMO design, the blanket primary cooling system involves high temperature pressurized water (~300C). This means the temperature of blanket structural material is higher than that of ITER. This increases tritium permeation ratio from the fusion plasma and blanket breeder to the primary cooling water. Therefore, we need to consider installation of a water detritiation system. In this study, we estimate the demand of water detritiation system from the view point of the amount of tritium permeated to primary cooling water that assumed conservatively. We also organize the issues for management of tritiated water from the other point of view based on the characteristic of the fusion DEMO reactor. The result shows that the existing facilities can be adopted to the DEMO if we can control the tritium ratio of primary cooling water as same as that of CANDU reactor.