AbstractConsiderable R&D effort has gone into the development of a Torus Exhaust Vacuum Pumping System over the past years. The selected primary pump is of cycling type with discontinuous regeneration, solid cryosorbent for helium pumping and no fuel separation. The pump includes a throttle/regeneration valve to maintain the divertor pressure, minimize the thermal load on the pump and permit regeneration. Modelling of various torus cryopump configurations has been carried out and a research program aimed at developing a primary torus cryopump with rapid regeneration cycles is in progress. Panel tests with tritium will provide additional data required for ITER design. The design, fabrication and demonstration of a model cryopump with integral inlet valve is in progress. Experimental work and modelling to develop a high speed pumping system for the neutral beam injector is under way. Practical experience under ITER relevant conditions and in the presence of tritium has accumulated on the performance of oil-free pumps in various tritium laboratories. Recent world-wide developments in the field of fuel clean-up have been impressive. Several concepts based on palladium/silver diffusors combined with catalytic as well as with electrochemical process steps have the potential to achieve the high overall tritium decontamination factors and low tritium inventory levels required by ITER. Basic research activities aimed at characterizing and optimizing the envisioned essential components for the various ITER fuel clean-up concepts are in progress. Tests with an industrially manufactured facility of technical scale employing realistic concentrations of tritium and using an advanced operation and safety concept have been performed. Optimization of process components with respect to performance, operability and safety criteria is proceeding in parallel with integrated loop tests. Endurance tests to demonstrate complete processes with tritium are in preparation in several laboratories. Basic research aimed at developing a process for the recovery of tritium from the helium glow discharge cleaning exhaust stream is under way. The routine operation with tritium of large civilian research laboratories under conditions specific to the respective sites will contribute significantly to a realistic design of the ITER Tritium Plant. For the operation of the Tritium Plant and tritium accountancy much effort has gone into the improvement of known analytical techniques and the further development of calorimetry.
過去数年にわたり、トーラス排気真空ポンプシステムの開発に多大な研究開発努力が注がれてきた。選定された一次ポンプは、不連続再生式のサイクル型であり、ヘリウム排気用の固体クライオソープ材を備え、燃料分離は行わない。このポンプには、ダイバータ圧力を維持し、ポンプへの熱負荷を最小化し、再生を可能にするためのスロットル/再生弁が含まれている。様々なトーラスクライオポンプ構成のモデリングが実施され、高速再生サイクルを備えた一次トーラスクライオポンプの開発を目的とした研究プログラムが進行中である。トリチウムを用いたパネル試験により、ITER設計に必要な追加データが得られる予定である。一体型スロットル弁を備えたモデルクライオポンプの設計、製作、実証が進行中である。中性粒子ビーム入射装置用の高速排気システムを開発するための実験作業とモデリングが進行中である。ITER関連条件下かつトリチウム存在下での実践的経験は、様々なトリチウム実験室におけるオイルフリーポンプの性能に関して蓄積されてきた。燃料浄化の分野における最近の世界的な進展は顕著である。パラジウム/銀拡散器と触媒的および電気化学的プロセス工程を組み合わせたいくつかの概念は、ITERに要求される高い全体的トリチウム除染係数と低いトリチウムインベントリレベルを達成する可能性を有している。様々なITER燃料浄化コンセプトに不可欠な構成要素の特性評価と最適化を目的とした基礎研究活動が進行中である。現実的なトリチウム濃度を用いた工業規模の施設での試験が実施され、高度な運転および安全コンセプトが実証された。性能、運転性、安全性の観点からの構成要素の最適化は、統合ループ試験と並行して進められている。完全なプロセスを実証するための耐久試験が、複数の実験室でトリチウムを用いて準備中である。ヘリウムグロー放電洗浄排気流からのトリチウム回収プロセスの開発を目的とした基礎研究が進行中である。大規模民間研究施設におけるトリチウムを用いた定常運転は、各施設固有の条件下で、ITERトリチウムプラントの現実的な設計に大きく貢献するであろう。トリチウムプラントの運転およびトリチウム計量に関しては、既知の分析技術の改良と熱量測定法のさらなる開発に多大な努力が注がれてきた。