資料3-2　アクションプラン項目別記載案（燃料システム）

7. 燃料システム

燃料循環システム設計（特別チーム）（15-19）
原型炉で要求される燃料システムの概念を構築するため、原型炉での燃料供給シナリオを策定し、燃料循環システムの仕様を決定。燃料供給シナリオに大きく影響を与える燃料インベントリについて、既存の実験データの解析を基に原型炉でのインベントリを評価することが必要。

システム要素技術の開発（JAEA、富山大）（15-19）
不純物除去、同位体分離などの燃料循環システム構成機器の開発を実施し、要素技術を確立。

トリチウム取扱技術の開発（JAEA、富山大）（15-19）
ITERトリチウム除去系の実証試験と計量管理の実績を蓄積し、大量・高濃度のトリチウム取扱技術や計量管理技術など安全取扱技術を確立。

トリチウム取扱機器開発のためのデータ取得（JAEA、富山大）（15-19）
トリチウム含有熱媒体の取扱技術などを確立するため、トリチウムと材料の相互作用などトリチウム取扱に関する基礎データを取得。

上記3項目については、原子力機構の原子力科学研究所にあるトリチウムプロセス棟（TPL）、BA活動で整備した同機構の六ヶ所核融合研究所にある原型炉R&D棟、及び富山大の水素同位体科学研究センター等国内の施設を活用して研究開発を効率的に進めることが重要である。

燃料循環システム仕様の確認（JAEA、NIFS、大学、ITER機構）（21-26）
JT-60SAやITERを活用して燃料供給シナリオを実証し、燃料循環システムの仕様の妥当性を確認する。

システム要素技術の実証（ITER機構）（20-30）
ITERを活用して統合システムとしてのトリチウム燃料循環システムの運転を実施。ITERのDT運転期間中に実績を蓄積。

トリチウム取扱技術の実証（ITER機構）（20-30）
ITERを活用してトリチウム安全取扱技術を実証するとともに、DT運転期間中に実績を蓄積。

トリチウム取扱機器の実証（ITER機構、JAEA）（20-30）
ITERで新採用となったトリチウム除去系（スクラバー方式）の実証試験、ブランケットトリチウム回収、及び水処理の実証試験等を実施。ITER以外での研究開発として、トリチウム含有ガス・水を取り扱う機器（真空ポンプ（メンブレンポンプ等）、タービン等）の開発が必要。

大量取扱施設の建設と同施設を用いた技術確立（JAEA）（23-29）
原型炉ではITERよりさらに大量のトリチウムを取り扱うことから、大量取扱試験施設での技術の実証・蓄積、及び人材教育が必要である。ブランケットやダイバータのDT環境試験施設があれば計量管理技術開発装置なども併設することが可能。廃棄物処理などの技術についてはITER計画で獲得される技術では不十分であり、大型技術を開発し、運転を検証するまでの体制構築が必要。

リチウム6資源の確保（JAEA）（17-35）
トリチウム生産のためにブランケットに用いるリチウム6について、初期装荷分及び運転に応じた継続的な入手の見通しの確保が必須であり、ロジスティックスの確保の観点から、国産化を進めるべきである。このためのリチウムの分離回収技術には、プロセス選択とプラントを見通せるスケールアップのための技術開発を実施。リチウム6については、製造プロセスを選定し、スケールアップに向けた研究開発に着手。大規模な資源量を扱う電池用リチウム資源確保戦略に付随して同位体分離プロセスを組み込むような計画の策定が重要。トリチウム及びリチウム6の管理・確保については国内における技術的裏付けだけでなく、国際的な枠組みのもとでの実施が求められる。

初期装荷トリチウムの確保（JAEA）（18-35）
初期装荷トリチウムについては重水炉や再処理施設からの回収など製造プロセスを検討。海外からの大量購入（カナダ、韓国等）の検討、初期装荷トリチウムなしの検討（ビーム加熱の必要性の加熱シナリオとの整合性）を実施。