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論文

Deuterium permeation behavior for damaged tungsten by ion implantation

大矢 恭久*; Li, X.*; 佐藤 美咲*; 湯山 健太*; 小柳津 誠; 林 巧; 山西 敏彦; 奥野 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.402 - 405, 2016/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:23.48(Nuclear Science & Technology)

3keV重水素イオンと10keV炭素イオンを照射したタングステンの重水素透過挙動を調べた。重水素イオンと炭素イオンを照射したタングステンにおいては、未照射タングステンと比して、重水素透過が明確に減少した。しかし、重水素のみを照射したタングステンでは1173Kまで加熱することにより未照射タングステンと同等にまで重水素透過が回復した一方で炭素イオンのみを照射したタングステンでは回復しなかった。このことから、タングステン中の炭素の存在はタングステン中の重水素の透過経路回復を妨げることが示唆された。さらに、TEM分析から1173Kではボイドの成長がみられるものの消滅していないことから、タングステン中の照射ダメージが回復してないことがわかり、この照射ダメージが水素透過挙動に大きな影響は及ぼさないことが示された。

論文

深冷蒸留を用いた水素同位体分離

山西 敏彦

プラズマ・核融合学会誌, 92(1), p.21 - 25, 2016/01

AA2015-0316.pdf:0.93MB

核融合炉トリチウム燃料システムでは、燃料としての重水素及びトリチウムの精製と、不純物としての軽水素の除去、炉で生じたトリチウム水からのトリチウムの最終的回収のために、水素同位体分離系が必要である。この水素同位体分離系では、比較的大流量の処理量を確保すると共に、軽水素中のトリチウムを低濃度にまで(環境放出レベル)下げるために高い分離係数が必要である。よって、大流量,高分離係数、両者を満たすことが可能な深冷蒸留塔が採用されている。また、深冷蒸留法は、カナダ及び韓国の重水炉において、重水からのトリチウム回収の最終プロセスとしても採用されている。ここでは、深冷蒸留塔の分離原理、これまでの研究開発状況、今後の課題について記述する。

論文

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。

論文

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.

論文

Measurement of tritium penetration through concrete material covered by various paints coating

枝尾 祐希; 河村 繕範; 倉田 理江; 深田 智*; 竹石 敏治*; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 67(2), p.320 - 323, 2015/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

コンクリート壁へのトリチウムの移行挙動及びトリチウムと塗料の相互作用についての基礎的な現象を把握することを目的とし、エポキシ塗料及びウレタン塗料を塗布したセメントペーストのトリチウム浸透、浸出挙動を測定した。実験の結果、裸のセメントペーストし試料のトリチウム浸透量は2日で飽和に達したのに対し、塗料塗布試料の浸透量は2か月経過後も増加し、セメントペーストのそれを上回る傾向にあった。また、いずれの試料においてもトリチウムの浸透及び浸出挙動が定常になるまでの過渡変化は拡散律速モデルの解析により評価できることが分かった。したがって、短期間のトリチウム曝露においては浸透遅延効果を発揮するが、長期間においてはトリチウムの浸透量は塗料の分だけ増加することが示唆された。本研究は九州大学との共同研究として実施された。

論文

Correlation of rates of tritium migration through porous concrete

深田 智*; 片山 一成*; 竹石 敏治*; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 67(2), p.99 - 102, 2015/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

What affects tritium migration through porous concrete walls coated with a hydrophobic paint is reviewed from the viewpoint of tritium safety. Being taken into consideration of multi-structural concrete composed of aggregates, sand, water and cement which contents are CaO, SiO$$_{2}$$, Al$$_{2}$$O$$_{3}$$, Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$, MgO, CaSO$$_{4}$$ and so on, tritium path is discussed in terms of the HTO diffusivity and adsorption coeffcient on porous walls. Measures to predict rates of tritium leak from laboratory walls to the environment and residual tritium amounts in concrete are estimated based on previous data. Three cases of accidental or chronic tritium release to laboratory air are discussed using the diffusion-adsorption model.

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:9.29(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Investigation on degradation mechanism of ion exchange membrane immersed in highly concentrated tritiated water under the Broader Approach activities

岩井 保則; 佐藤 克美; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1534 - 1538, 2014/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

デュポン社のナフィオンに代表されるイオン電解質膜はトリチウム水処理システムの電解セルに使用する重要な物質である。本研究ではイオン電解質膜であるナフィオンN117CS膜につき1.38$$times$$10$$^{12}$$Bq/kgの高濃度トリチウム水に室温にて最長二年間浸漬させ、トリチウムベータ線による膜の劣化を観察した。高濃度トリチウム水に浸漬させた後のナフィオン膜はイオン伝導度が変化した。またラジカル反応により本来透明である膜が黄化する現象が見られた。FT-IR分析の結果、高濃度トリチウム水に浸漬させた後のナフィオン膜内に疎水性の可動性グループの形成が見られた。疎水性グループの形成により伝導度がトリチウム水浸漬後に変化したものと判断される。$$^{19}$$F NMR分析による高濃度トリチウム水に浸漬させた後のナフィオン膜の構造変化は同じ線量の$$gamma$$線照射したものと同様であった。この結果はナフィオン膜フッ素構造の放射線による劣化において、トリチウムベータ線による劣化機構の特異性はないことを示している。

論文

Penetration of tritiated water vapor through hydrophobic paints for concrete materials

枝尾 祐希; 河村 繕範; 山西 敏彦; 深田 智*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2062 - 2065, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

防水性塗料を介したコンクリート材へのトリチウムの浸透特性の把握を目的として、エポキシ樹脂塗料及びシリコン樹脂塗料のトリチウム透過挙動を調べた。2$$sim$$100Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水蒸気に曝された各塗膜へのトリチウム透過量を測定した。室温ではトリチウムのほとんどが水蒸気形HTOとして透過した。エポキシ塗料におけるトリチウム透過は拡散律速であることがわかり、シリコン塗膜においては拡散律速ではなく透過率は時間に対して直線的な増加傾向を示した。エポキシ塗料の有効拡散係数は1.0$$times$$10$$^{-13}$$$$sim$$1.8$$times$$10$$^{-13}$$m$$^{2}$$/sと得られたが、セメントペーストに塗布した状態よりも2$$sim$$3ケタほど大きいことが実験より分かった。したがって、エポキシ塗膜を介したセメント試料へのトリチウム透過過程においては、セメント-エポキシ界面の移動が支配的であることが示唆された。各種塗料を塗布した場合のトリチウム浸透透過挙動を理解するためには、コンクリート-塗料界面のトリチウム挙動の把握が重要である。

論文

Hydrogen and water vapor adsorption properties on cation-exchanged mordenite for use to a tritium recovery system

河村 繕範; 枝尾 祐希; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1539 - 1543, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

吸着や同位体交換反応プロセスを用いたトリチウム回収システムが、固体増殖ブランケットのトリチウム回収システムとして提案されている。ゼオライトは吸着材や交換反応触媒の担体として用いられるが、カチオンを交換することで容易に性質を変えることができる。本研究では、モルデナイト型ゼオライトのカチオンを遷移金属イオンで交換した試料について、77Kでの水素同位体吸着量、298Kでの水蒸気吸着量について調べた。Ag-モルデナイトが低圧部においてかなり大きな水素同位体の吸着容量を持つこと、水蒸気吸着容量はカチオン交換の影響が水素同位体吸着ほど大きくないことがわかった。Ag-モルデナイトを用いると、トリチウム回収システムの低温吸着カラムの容量を大幅に低減できる可能性がある。

論文

Hydrogen isotope behavior on a water-metal boundary with simultaneous transfer from and to the metal surface

林 巧; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 小林 和容; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1520 - 1523, 2014/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

トリチウムの閉じ込めは核融合炉の最も重要な安全上の課題である。特に、水冷却のトリチウム増殖ブランケットではトリチウムの冷却水への移行が重要である。そのため、1kPaの純トリチウムを封入した金属試料配管(純鉄や7ミクロン程度の金メッキを施した純鉄)を高温高圧水容器(150$$^{circ}$$C, 0.8MPa)にいれ、金属側から水中及び水蒸気中に移行するトリチウムを化学形別に測定した。また、高温高圧重水(300$$^{circ}$$C, 15MPa)からの各種金属配管(純鉄,純ニッケル,ステンレス鋼(SS304),金メッキ純鉄など)への重水素の移行挙動を調べ、水側から金属側への移行を確認した。今回、上記の同時移行挙動を、重水からの重水素の安定移行確認後に軽水素を試料配管内側へ導入することにより、検証した。

論文

Honeycomb Palladium catalyst for the oxidation of tritiated hydrocarbons produced in tritium facilities

岩井 保則; 佐藤 克美; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 66(1), p.214 - 220, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

トリチウム化炭化水素の酸化プロセスに適用できるハニカム型パラジウム触媒を開発した。本研究ではパラジウム担持密度が反応速度に与える影響を精査するため2, 5, 10g/Lの三種類のパラジウム密度を持つ触媒を準備した。本研究では炭化水素としてトリチウム化メタンを使用した。ハニカム型パラジウム触媒におけるトリチウム化メタン酸化の総括反応速度係数を空間速度1000から6300h$$^{-1}$$、メタン濃度0.004から100ppm,触媒温度322から673Kの範囲で流通式反応器を用いて評価した。触媒のパラジウム担持密度がトリチウム化メタン酸化の反応速度に与える影響はわずかであった。試験した空間速度の範囲では総括反応速度係数は空間速度に比例した。総括反応速度係数はメタン濃度が10ppm以下ではメタン濃度に依存しなかった。

論文

Effect of cation exchange on hydrogen adsorption property of mordenite for isotope separation

河村 繕範; 岩井 保則; 宗像 健三*; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S455 - S460, 2013/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:34.56(Materials Science, Multidisciplinary)

ゼオライトは容易にカチオンを交換し、結果として簡単に細孔径を変化させることができる。カチオン交換したモルデナイトは77K以上の温度でも比較的良い同位体分離ができたと報告されている。しかし、吸着量,吸着速度,カチオンの種類,交換比率の関係はまだ明らかにされていない。本研究ではNa-MORを出発物質としてアルカリ金属,アルカリ土類金属イオンでカチオンを交換た試料を作り、77K, 159K, 175K及び195KでのH$$_{2}$$及びD$$_{2}$$の吸着量を測定した。Li-MOR及びCa-MORの吸着量は低圧域でNa-MORより大きくなった。逆にK-MORでは小さくなった。K-MORは明らかに細孔径が小さくなっていた。アルカリ金属イオンで交換した場合、原子番号が小さい方が吸着量は大きくなるのかもしれない。

論文

Demonstration on endurance of ion exchange membrane immersed in high-concentration tritiated water under the Broader Approach activities

岩井 保則; 佐藤 克美; 河村 繕範; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2319 - 2322, 2013/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.81(Nuclear Science & Technology)

核融合炉から発生する高濃度トリチウム水はトリチウム水処理システムにて同位体濃縮・電気分解を行ったのち、水素同位体分離システムにて燃料純度にまで高度同位体濃縮を行うことでトリチウムの閉じ込め・再利用を図る。トリチウム水処理システムでは濃縮トリチウム水の電気分解を高分子電解セルにて行う。高分子電解セルのイオン電解質膜は高濃度トリチウム水と長期間接する代表的高分子膜であり、その放射線耐久性は幅広いアプローチ活動における研究項目となっている。本報告ではイオン電解質膜であるナフィオン膜につき1.38$$times$$10$$^{12}$$Bq/kgの高濃度トリチウム水に浸漬させた場合の劣化挙動を調査し、同線量の$$gamma$$線・電子線照射結果と比較することでトリチウム$$beta$$線による劣化の特異性の有無を考察した。高濃度トリチウム水浸漬によるイオン電解質膜ナフィオンの劣化について機械的強度・イオン交換能とも$$gamma$$線・電子線による同線量照射時の劣化度と同一であることを明確に示し、懸念されていたトリチウムに由来する特異的な劣化は生じないことを明らかとした。

論文

Recent results on tritium technology in JAEA under BA program

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2272 - 2275, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Nuclear Science & Technology)

多目的RI設備を六ヶ所サイトにおける原型炉R&D棟に2011年までに建設した。本施設は、$$beta$$, $$gamma$$各種とトリチウム及びベリリウムを同時に扱うことができる日本では貴重な施設である。トリチウムの使用及び貯蔵許可量は、それぞれ、3.7TBq/日, 7.4TBqである。水素同位体をリアルタイムで分析するマイクロガスクロ充填剤の基礎研究を行った。トリチウム崩壊熱を測定してトリチウム量を測定する手法についても研究を行った。トリチウムと材料の相互作用に関しては、多様な金属を対象に、一連のデータを取得した。特に純鉄中のトリチウム挙動について、典型的な課題として研究を行った。ブランケット材料におけるトリチウム挙動については、中性子照射後のトリチウム放出挙動について研究を行った。トリチウム耐久性に関しては、高濃度トリチウム水を用いて、イオン交換膜等の性能劣化について試験を行った。1000kGyまでの$$gamma$$線照射により、膜強度に影響がないことが観測されているが、今回のトリチウム水によるデータは、このデータとよく一致した。

論文

Adsorption rate of hydrogen isotopes on Ca-mordenite

河村 繕範; 枝尾 祐希; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2255 - 2258, 2013/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Nuclear Science & Technology)

水素同位体分離分析用のガスクロマトグラフの分離カラムに適した吸着材を開発する目的で、合成ゼオライトであるモルデナイト型ゼオライトの交換カチオン(Na$$^{+}$$)を別のイオンで交換した試料を作成し、水素同位体吸着挙動を調べている。Ca$$^{2+}$$で交換したモルデナイト型ゼオライトが大きな吸着容量を示したことを受け、Ca交換型モルデナイトにおけるH$$_{2}$$及びD$$_{2}$$の吸着破過曲線を194K及び175Kの温度で採取解析し、物質移動係数を推定することで吸着速度を定量した。水素同位体吸着の律速過程は多孔質粒子内の拡散であり、有効拡散係数の同位体差も原料物質より大きくなった。よって、Ca交換型モルデナイトは原料物質よりも同位体分離の性能向上が期待できる。

報告書

DT中性子照射下における固体増殖材Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム放出特性

枝尾 祐希; 河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 高倉 耕祐; 太田 雅之; 岩井 保則; 山西 敏彦; 今野 力

JAEA-Research 2012-040, 15 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-040.pdf:1.8MB

核融合中性子源施設FNSにおいて、トリチウム増殖材のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に中性子を照射して生成したトリチウムを回収する実験を行った。核融合炉ブランケットを模擬するため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$充填容器の周囲をBeブロック及びLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ブロックで覆った。トリチウム生成量計算による予測値と実験値はほぼ一致した。照射容器は300$$^{circ}$$Cに加熱し、パージガスとしてヘリウム,水素添加ヘリウム,水蒸気添加ヘリウム,水素及び水蒸気添加ヘリウムを選択した。生成トリチウムはHT及びHTOとして放出され、パージガス条件を変えることによりその割合が変わった。水蒸気添加ヘリウムパージでは、98%がHTOで放出された。水蒸気及び水素添加ヘリウムでは80%がHTOで放出され、このHTO放出は水蒸気との同位体交換反応により起こると考えられる。乾燥ヘリウムでは、トリチウムはほとんど放出されなかった。水素添加乾燥ヘリウムでは、60$$sim$$70%がHTとして放出され、このHT放出は水素との同位体交換反応により起こると考えられる。水素添加により起こる水分生成反応によって生じた水蒸気とトリチウムが交換反応を起こすため、水素添加ヘリウムでもHTOが放出された。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面が水素による還元状態にある場合はHTOの放出は起こりにくかった。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム放出化学形はパージガス成分に依存し、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面状態の影響を強く受けることが明らかになった。

論文

Tritium distribution on the tungsten surface exposed to deuterium plasma and then to tritium gas

磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 田口 明*; 齋藤 真貴子; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*; 山西 敏彦

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.10, p.81 - 84, 2013/02

重水素プラズマ照射したタングステン表面における水素補足サイトをイメージングプレート法とオートラジオグラフ法にて調べた。再結晶タングステン材を495から550Kで10$$^{26}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスまで重水素プラズマで照射した。その後、473Kでトリチウムガスに曝露しトリチウムを試料に導入した。イメージングプレート法により、水素の補足サイトが照射した箇所で非常に高密度になっていることが明らかとなった。また、オートラジオグラフ法では、その水素が結晶粒界とブリスタに集積していることが明らかとなった。

論文

Effects of tritiated water on passivation behavior of SUS304 stainless steel

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

ECS Transactions, 50(50), p.63 - 69, 2013/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:9.11

SUS304ステンレス鋼の不動態化挙動に及ぼすトリチウム水の影響に関し、電気化学手法のひとつであるアノード分極曲線測定及び開放電位の経時変化を測定することにより調べた。トリチウム濃度、溶存酸素濃度をパラメータとし、以前の研究にて発見したトリチウム水による自己不動態化抑制効果が最も顕著だった1N硫酸水溶液中にて実験を行った結果、SUS304ステンレス鋼の溶存酸素による自己不動態化は2段階の過程を経ており、1段階目の自己不動態化の開始の遅延と2段階目の反応速度の低下といったトリチウム水の影響が観測された。この結果より、トリチウム水中においては、不動態被膜の主成分の一つである3価クロムが放射線分解生成物によりさらに酸化され、溶出することにより不動態被膜の形成が妨げられる可能性が示唆された。

論文

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

 被引用回数:29 パーセンタイル:3.81(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

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