Confinement and the removal of tritium are key subjects for the safety of ITER. The ITER buildings are confinement barriers of tritium. In a hot cell, tritium is often released as vapour and is in contact with the inner walls. The inner walls of the ITER tritium plant building will also be exposed to tritium in an accident. The tritium released in the buildings is removed by the atmosphere detritiation systems (ADS), where the tritium is oxidized by catalysts and is removed as water. A special gas of SF6 is used in ITER and is expected to be released in an accident such as a fire. Although the SF6 gas has potential as a catalyst poison, the performance of ADS with the existence of SF6 has not been confirmed as yet. Tritiated water is produced in the regeneration process of ADS and is subsequently processed by the ITER water detritiation system (WDS). One of the key components of the WDS is an electrolysis cell. To overcome the issues in a global tritium confinement, a series of experimental studies have been carried out as an ITER R&D task: (1) tritium behaviour in concrete; (2) the effect of SF6 on the performance of ADS and (3) tritium durability of the electrolysis cell of the ITER-WDS. (1) The tritiated water vapour penetrated up to 50 mm into the concrete from the surface in six months' exposure. The penetration rate of tritium in the concrete was thus appreciably first, the isotope exchange capacity of the cement paste plays an important role in tritium trapping and penetration into concrete materials when concrete is exposed to tritiated water vapour. It is required to evaluate the effect of coating on the penetration rate quantitatively from the actual tritium tests. (2) SF6 gas decreased the detritiation factor of ADS. Since the effect of SF6 depends closely on its concentration, the amount of SF6 released into the tritium handling area in an accident should be reduced by some ideas of arrangement of components in the buildings. (3) It was expected that the electrolysis cell of the ITER-WDS could endure 3 years' operation under the ITER design conditions. Measuring the concentration of the fluorine ions could be a promising technique for monitoring the damage to the electrolysis cell.
閉じ込めとトリチウムの除去は、ITERの安全性にとって重要な課題である。ITER建屋はトリチウムの閉じ込めバリアである。ホットセルでは、トリチウムはしばしば蒸気として放出され、内壁と接触する。ITERトリチウムプラント建屋の内壁もまた、事故時にトリチウムに曝露されることになる。建屋内に放出されたトリチウムは、雰囲気除染系(ADS)によって除去される。この系では、トリチウムは触媒によって酸化され、水として除去される。ITERでは特殊ガスであるSF₆が使用されており、火災などの事故時に放出されることが予想される。SF₆ガスは触媒毒となる可能性があるが、SF₆存在下でのADSの性能はこれまで確認されていない。トリチウム水はADSの再生プロセスで生成され、その後、ITER水除染系(WDS)によって処理される。WDSの主要構成要素の1つが電解セルである。全体的なトリチウム閉じ込めに関する課題を克服するために、一連の実験研究がITER R&Dタスクとして実施されてきた。(1)コンクリート中でのトリチウム挙動、(2)ADSの性能に対するSF₆の影響、(3)ITER-WDSの電解セルのトリチウム耐久性、である。(1)トリチウム水蒸気は、6ヶ月の曝露でコンクリート表面から50mmの深さまで浸透した。コンクリート中でのトリチウムの浸透速度は、このようにかなり速いものであった。まず、コンクリートがトリチウム水蒸気に曝露された場合、セメントペーストの同位体交換能が、コンクリート材料へのトリチウムの捕捉と浸透に重要な役割を果たす。実際のトリチウム試験から、浸透速度に対するコーティングの影響を定量的に評価することが必要である。(2)SF₆ガスはADSの除染係数を低下させた。SF₆の影響はその濃度に密接に関連するため、事故時にトリチウム取扱エリアへ放出されるSF₆の量は、建屋内の機器配置に何らかの工夫を施すことで低減すべきである。(3)ITER-WDSの電解セルは、ITER設計条件において3年間の運転に耐え得ることが期待された。フッ化物イオン濃度の測定は、電解セルの損傷を監視するための有望な手法となり得る。