重水素−トリチウム（DT）燃料核融合炉／核融合原型炉の主燃料としての初期保有トリチウムの確保，またそれ以前の大量トリチウム取扱い関わる技術・システム実証等の研究開発の展開に際して，トリチウムをどの様に準備するかの「シナリオ」は重要な検討課題とされています。高温ガス炉は，炉心の基本構造設計を大きく変えずに，必要なトリチウムを製造できる可能性を有しています。我々は，高温ガス炉を用いたトリチウム製造法の検討を進めています。

The T-containment properties of a Zr-containing Li rod in a high-temperature gas-cooled reactor as a T production device for fusion reactors, H.Matsuura, et al.,
Fusion Engineering and Design, Vol.169, 112441 (2021). [PDF File]

Li-rod structure in high-temperature gas-cooled reactor as a tritium production device for fusion reactors, H.Matsuura, et al.,
Fusion Engineering and Design, Vol.146, pp.1077-1081 (2019). [PDF File]

（解説）核融合炉のための高温ガス炉を用いたトリチウムの製造法,
松浦秀明,
プラズマ・核融合学会誌, Vol.93, No.10, p.457-464 (2017). [PDF File]