Retention and removal of in-vessel tritium

2009 Fiscal Year Self-evaluation Report

• Project Area: Tritium Science and Technology for Fusion Reactor
• Project/Area Number: 19055004
• Research Category: Grant-in-Aid for Scientific Research on Priority Areas
• Allocation Type: Single-year Grants
• Review Section: Science and Engineering
• Research Institution: Osaka University
• Principal Investigator: UEDA Yoshio Osaka University, 大学院・工学研究科, 教授 (30193816)
• Project Period (FY): 2007 – 2011
• Keywords: 核融合炉 / トリチウム / プラズマ壁相互作用 / 核融合炉材料

Research Abstract

本調整班の活動では、核融合炉壁におけるトリチウム蓄積挙動の解明と除去法の開発を目的として、「核融合炉内複雑環境におけるトリチウム蓄積挙動の実験的研究」と「核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論およびシミュレーションコードの開発」の2つの計画研究をとりまとめる。これらの研究成果から、トリチウムの炉壁材料中への蓄積挙動の解明、、炉内トリチウム量の制御方法の確立、及び炉内トリチウム量の最適な除去方法の確立を行う。