6.8　トリチウムシステム

抄録

核融合研究は炉工学技術の実証段階に入り，ITERにおいて重水素（D）／トリチウム（T）燃焼運転を実施するためのトリチウムシステムの設計活動が本格化している。トリチウムを確実に閉じ込め，トリチウム除去系（DS）にて処理を行うことが核融合炉の安全性確保の鍵となる。ITERの日本国内機関であるJADAはITER機構とともにDS共同調達チームを設立し，DSの最終設計活動，性能確証試験を実施している。