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大平 茂
プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.764 - 766, 1997/08
国際熱核融合実験炉(ITER)を運転するためには初期装荷として数キログラムのトリチウムが、また運転中にも基本性能段階で毎年キログラム単位のトリチウムを補充する必要があると言われている。ITERを日本に立地する際には、少なくとも1回の輸送当たり百グラム単位のトリチウムを国際間輸送することになる。原研では現在国際間輸送に使われているものとして最大の容量を持つ25グラムの水素吸蔵合金(ジルコニウムーコバルト合金)を使った輸送容器を開発し、使用しているが、ITERのためのトリチウム輸送にはこれでは不十分であり、大型の輸送容器の問題が必須である。輸送容器の大型化の際の技術的課題は熱除去のバランス、ヘリウム生成による内圧変化等がある。国際間輸送に供する輸送容器に関する規制についても概説する。
