AbstractThe Joint European Torus (JET) machine was built from the beginning to perform DT studies and is for the next decade the only machine with DT capability. JET is thus the tokamak best suited for studies of various nuclear technology issues that will be of importance for future DT fuelled machines. The Active Gas Handling System (AGHS) built for the supply and reprocessing of tritium is still in operation to detritiate the exhaust gases and to provide the necessary ventilation during vessel openings because >1 g of tritium remain in the machine even 4 years after the DTE1 campaign. The tritium is bound in co-deposited layers and flakes formed mainly on the shadowed inner part of the divertor, and in the bulk of tiles. Areas of erosion and deposition are being identified and preliminary models for the material movement developed. Characterisation of the properties of tiles and flakes is very important to develop the best handling techniques. Due to the activation of the machine and the use of Be and T entry to the torus is limited by the need to minimise worker doses and is currently only possible in full pressurised suite. Work inside it is, therefore, performed with remote handling tools where practicable, e.g. the removal of the divertor septum and the collection of dust and flakes from areas below the divertor to achieve a more accurate tritium balance. Techniques need to be developed to reduce the tritium content in waste to permit disposal as low level waste (<12 kBq/g) and to recover tritium for re-use. Validation of activation models, understanding of the risks due to inhalation of tritiated particles and the local environmental impact of tritium are further important aspects. The paper presents various nuclear issues studied at JET due to activation and tritium.
AbstractThe Joint European Torus (JET)装置は、当初からDT実験を行うために建設され、今後10年間はDT対応能力を有する唯一の装置である。JETは、将来のDT燃料を用いた装置にとって重要となる様々な核技術課題の研究に最も適したトカマクである。トリチウムの供給と再処理のために建設されたActive Gas Handling System（AGHS）は、DTE1キャンペーンから4年経過後も装置内に1g超のトリチウムが残留しているため、排気ガスの除染および容器開放時の必要な換気を提供するために現在も稼働している。トリチウムは、主にダイバータの陰影部内側に形成された共堆積層やフレーク中、ならびにタイルのバルク中に結合している。侵食領域と堆積領域が特定されており、材料移動に関する予備的モデルが構築されている。タイルやフレークの特性評価は、最適な取り扱い技術を開発する上で極めて重要である。装置の放射化ならびにBeおよびTの使用により、トーラスへの入域は作業者の被ばく線量を最小化する必要から制限されており、現在は完全な加圧スーツ着用時のみ可能である。そのため、内部での作業は、可能な場合には遠隔操作ツールを用いて実施される。例えば、ダイバータセプタムの取り外しや、ダイバータ下方領域からのダストやフレークの回収は、より正確なトリチウム収支を達成するために実施される。廃棄物中のトリチウム含有量を低減して低レベル廃棄物（<12 kBq/g）としての処分を可能にし、トリチウムを再利用のために回収する技術の開発が必要である。放射化モデルの検証、トリチウム粒子吸入によるリスクの理解、およびトリチウムの局所環境影響は、さらに重要な側面である。本論文は、放射化とトリチウムに起因してJETで研究された様々な核技術課題を提示するものである。