AbstractTritium recovery from a ceramic breeder blanket has to be carried out under conditions characterized by large gas flow rates and very small concentrations of tritium, which is expected to be contained in the purge gas as HT and HTO. Several process options described in the literature have been evaluated with regard to their applicability to an international thermonuclear experimental reactor (ITER) test blanket module (TBM). This evaluation and the operational requirements of the ITER TBM are the basis of an additional process concept, which is described and discussed with respect to its critical R&D issues.
セラミック増殖ブランケットからのトリチウム回収は、大きなガス流量と非常に小さなトリチウム濃度を特徴とする条件下で実施されなければならず、トリチウムはパージガス中にHTおよびHTOとして含まれることが期待される。文献に記載されているいくつかのプロセスオプションが、国際熱核融合実験炉（ITER）テストブランケットモジュール（TBM）への適用可能性に関して評価されている。この評価とITER TBMの運転要件は、追加のプロセスコンセプトの基礎であり、その重要な研究開発課題に関して記述され、考察される。