核融合炉材料のトリチウムの汚染とその除染（_I_）

タングステンへのトリチウムの蓄積とその除染

抄録

核融合炉内のトリチウム蓄積量の評価と除染技術開発の一環として，核融合炉材料候補であるタングステンに，573Kから973Kの間でトリチウムガスを曝露し，トリチウムの蓄積量を調べるとともに，表面および内部のトリチウム分布をエッチング法により検証した。また，その除染法を，オートクレーブを用いた除染および加熱脱離による除染法により検討したので報告する。