AbstractNew data on hydrogen plasma isotopes retention in beryllium and tungsten are now becoming available from various laboratories for conditions similar to those expected in the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) where previous data were either missing or largely scattered. Together with a significant advancement in understanding, they have warranted a revisitation of the previous estimates of tritium inventory in ITER, with beryllium as the plasma facing material for the first-wall components, and tungsten in the divertor with some carbon-fibre-composites clad areas, near the strike points. Based on these analyses, it is shown that the area of primary concern, with respect to tritium inventory, remains codeposition with carbon and possibly beryllium on the divertor surfaces. Here, modelling of ITER divertor conditions continues to show potentially large codeposition rates which are confirmed by tokamak findings. Contrary to the tritium residing deep in the bulk of materials, this surface tritium represents a safety hazard as it can be easily mobilised in the event of an accident. It could, however, be possibly removed and recovered. It is concluded that active and efficient methods to remove the codeposited layers are needed in ITER and periodic conditioning/cleaning would be required to control the tritium inventory and avoid exhausting the available fuel supply. Some methods which could possibly be used for in-situ cleaning are briefly discussed in conjunction with the research and development work required to extrapolate their applicability to ITER.
水素プラズマ同位体のベリリウムおよびタングステンへの保持に関する新たなデータが、国際熱核融合実験炉（ITER）で予想される条件と同様の条件下で、現在様々な研究所から得られつつある。これまでのデータは不足しているか、あるいは広く散在していた。理解の大幅な進展と相まって、これらのデータは、第一壁構成要素のプラズマ対向材料としてベリリウム、ダイバータに炭素繊維複合材料を一部使用したタングステンを用いた場合のITERにおけるトリチウムインベントリの従来の推定値の再検討を正当化するものである。これらの分析に基づき、トリチウムインベントリに関して主要な懸念領域は、ダイバータ表面上における炭素および場合によってはベリリウムとの共堆積であることが示されている。ここでは、ITERダイバータ条件のモデル化により、潜在的に大きな共堆積速度が引き続き示されており、これはトカマクでの実験結果によって裏付けられている。材料のバルク内部に深く留まるトリチウムとは対照的に、この表面のトリチウムは、事故時に容易に移動し得るため、安全上の危険をもたらす。しかし、これはおそらく除去・回収が可能である。共堆積層を除去するための効率的かつ能動的な方法がITERでは必要であり、利用可能な燃料供給の枯渇を回避しつつトリチウムインベントリを管理するために、定期的なコンディショニング／クリーニングが要求されると結論付けられる。その適用性をITERに外挿するために必要な研究開発と併せて、その場洗浄に使用できるいくつかの方法について簡潔に議論する。