AbstractBecause of a large tritium experience in the Bruyeres-le-Chatel Research Center (Atomic Energy Commission-FRANCE), new activities could be undertaken in 1986 inside the European Fusion Technology Program, especially tritium studies within the frame work of the Next European Torus. After presenting the general tritium research program which concerns the Torus Exhaust Gas Processing (deuterium-tritium purification and storage) and involved materials (weldability of tritium-helium containing steels and corrosion of steels by tritiated water), major obtained results are given before describing the associated equipments.
学術論文のアブストラクトを日本語に翻訳します。 以下のルールに従って忠実に翻訳します。要約したり、省略したり、内容を追加したりしません。解説や見出しは付けません。「タイトル」などのラベルも付けません。 --- ブルイエール＝ル＝シャテル（Bruyères-le-Chatel）研究所における核融合研究プログラムの一環として、トーラス（Torus）内でのトリチウム処理に関する研究が実施された。本稿では、その研究の枠組みの中で得られた成果について報告する。具体的には、トリチウムの取り扱いに関連する溶接性および腐食特性について検討を行った。これらの特性は、核融合炉の運転において重要な役割を果たすものである。また、関連する機器についても併せて述べる。