特定領域研究 A01班　研究計画

1

特定領域研究 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開

A01班総括

-核融合炉内複雑環境におけるトリチウム蓄積挙動の実験的研究-A01班代表：上田良夫 研究分担者：日野友明（北大）、田辺哲朗（九大）、大野哲靖（名大）、 高木郁二（京大）、永田晋二（東北大）、仲野友英（JAEA） 研究協力者：福本正勝（JAEA）、H. T. Lee（阪大）、吉田雅史（九大）、 和田隆明（阪大） 平成21年度特定領域「核融合トリチウム」成果報告会 平成22年5月12日－13日

2

A01班計画研究のテーマ

•

炉内トリチウム蓄積やその除去に関する基礎研究

① 水素同位体・ヘリウム・壁材料イオン同時照射環境における水素同位体蓄積・ 透過挙動 ② 照射損傷が水素同位体挙動に与える影響 ③ ダストの発生と水素同位体蓄積への影響 ④ 実機における壁材料の損耗・再堆積と再堆積層の水素同位体蓄積・放出挙動 ⑤ 再堆積層中の水素同位体除去 対象となる主な壁材料：W、C（単一材料、構造材との接合材）

•

炉内トリチウム蓄積に関連する基礎過程シミュレーションのベンチマーク実

験（A02班と連携）

•

トリチウム蓄積研究データベースの構築

•

ITERやDEMO炉の

炉内トリチウム蓄積量評価法の確立と蓄積量評価

（A02班と連携）

→

A01班の最終目標

3

共同研究者（研究分担者）の役割

•

上田良夫（阪大） A01班代表

– イオン同時照射環境における水素同位体蓄積挙動 – 照射損傷（イオン）が水素同位体挙動に与える影響

•

日野友明（北大）

– 水素同位体の壁材料中への蓄積と放電洗浄による除去

•

大野哲靖（名大）

– 高密度プラズマ中でのダスト形成・輸送・水素同位体蓄積

•

高木郁二（京大）、永田晋二（東北大）

– 照射損傷（イオン）が水素同位体挙動に与える影響

•

仲野友英（原子力機構）

– JT-60Uトカマクにおける炭素壁の損耗・輸送と水素同位体蓄積への影響

•

田辺哲朗（九大）

– トカマクにおける炭素材料の損耗・再堆積・水素同位体蓄積挙動

4

各研究テーマの詳細１

①

イオン同時照射環境

における水素同位体蓄積・透過挙動

1. 重水素D＋炭素C（イオン混合照射）

炭素堆積条件、堆積層中のD蓄積量（温度、エネルギー）、D放出・拡散への影響 現状：温度依存性（済） 透過実験（H22年度にデータ取得）

2. 重水素D＋ヘリウムHe（イオン混合照射）

重水素蓄積量（温度、エネルギー、He割合、He照射量） 現状：He割合、W材料等依存性（研究中）、透過実験（研究中）

3. 重水素D＋炭素C＋タングステンW（共堆積）

重水素蓄積量（温度、W割合） 現状：堆積膜生成装置（マグネトロンスパッタ源）整備（済）、混合成膜実験（研究中）

4. 重水素D＋ベリリウムBe（イオン混合照射）（UCSDとの共同研究）

重水素蓄積量（温度、エネルギー） 現状：一部データ取得（中断）

Calibrated leak,

Vent port

QMS

IR

Heater

Quartz Rod

Mixed Ion beam

(D, He,

impurities)

Specimen

holder

Bellows

60mm st.

Top view

Irradiation

Chamber

D/He混合イオンビーム透過実験

Base pressure : ~3 x 10-7 _Pa Ion beam

Energy : 0.15 keV-3 keV flux(D) : ~1020 _m-2_s-1

Impurity(C)：0.1~0.2%

H. Lee、上田（阪大）

IPP

After

• Stress relieved at 1300 C for 1h. • 30, 50, 75 µm thickness. • Mirror polished: R_a = 5 nm • Purity : 99.99%

タングステン試料

Tungsten microstructure

6

He添加による透過フラックスの変化

800 K

He（2%）添加により透過フラックスが減少

1 keV

透過フラックス

Φ

_p

の入射フラックス

Φ

_i

依存性

10

19

10

20

10

15

10

16 n=0.5 n=0.5

D-only SIM D+He(2%) 1000 K 1000 K 900 K 900 K 800 K 800 K

P

er

m

eat

ion F

lux

(

D

m

-2

s

-1

)Φ

P

Incident Flux (D m

-2

s

-1

)

Φ

_I n=1

D 単独照射

Φ

_p

∝ Φ

_i

拡散律速（DD）

（800 K~1000K)

D/He同時照射

~ 1000 K

Φ

_p

∝ Φ

_i

拡散律速（DD）

≤ 900 K

Φ

_p

∝ Φ

_i~0.5

律速過程が変化

→表面再結合律速

に変化した可能性

Φ

_p

∝ Φ

_in

8

Brice and Doyle steady state analytic

theory of permeation

surface

back

:

b

surface

front

:

f

flux

incident

flux

permeation

range

ion

coeffcient

ion

recombinat

thickness

membrane

y

diffusivit

i p p

−

−

−

−

−

−

φ

φ

R

kr

d

D

i f b p p

αφ

φ

dD

D

R

=

i f b p

α

φ

φ

kr

d

D

=

DD

RD

Diffusion limited on both surfaces:

Recombination limited on front surface:

Diffusion limited on back surface:

D.K. Brice, and B.L. Doyle, J. Vac. Sci. Technol. A 5, 2311 (1987)

1200 Kアニーリングの影響

10

19

10

20

10

15

10

16

D-only He/D Sim D-only 1000 K 1000 K 1200 K 1000 K 900 K 900 K annealing 900 K 800 K 800 K (~12 h) 800 K

P

er

m

ea

tion F

lux

(

D

m

-2

s

-1

)

Incident Flux (D m

-2

s

-1

)

n=1

実験手順

① D単独照射

② D/He照射

③1200 Kアニーリング

（～12h）

④ D単独照射

1200 Kアニーリング

により、

Heの影響は

大きく低減

（実験④）

（透過フラックスは

10~20%減、①

→④）

10

WO

_3-x

/ WO

₃

２層膜中の水素

100 200 300 400 500 0 100 200 300 WOx WO3 R ec oi l hydr oge n yi el ed Chennel number as prepared 460 K 10min 100 200 300 400 500 0 100 200 300 WO3 WOx R ec oi l hydr oge n yi el d Chennel number as prepared 460 K 10min 水素はWO₃層に蓄積し、とくに表面側にWO₃膜がある場合には水素が取り込まれやすく、 さらにWO_3-x層の水素捕捉濃度も高くなる。 WO₃ WO_3-x substrate WO_3-x WO₃ substrate

永田（東北大）

11

20 22 24 26 暴露前 暴露後 回折強度 [ a . u . ] 2θ [ degree ]

WO3堆積層の水素ガス暴露による

光吸収特性・結晶構造変化

a ： 伸びる

b ： 縮む

c ： 伸びる

↓

正方晶系

単斜晶系-WO

₃

(JCPDS No. 43-1035)

a < b < c

(7.30 < 7.54 < 7.69Å)

a

b

c

90.91

o (002) (020) (200)

水素暴露による着色にともない

単斜晶系から正方晶系に近づく。

12

13

研究テーマの詳細２

②

照射損傷

が水素同位体挙動に与える影響

1. 拡散・蓄積を支配する基礎データの取得

・拡散係数、再結合定数、トラップ密度、平衡定数 （オーステナイト系ステンレス、フェライト鋼、タングステン） 現状：オーステナイト系ステンレス（ほぼ終了）、フェライト鋼（研究中）、W（研究中）

2. 高エネルギーイオン照射損傷を与えたW中の重水素D蓄積・拡散

・水素イオン（~300 keV）による照射損傷（dpa、D照射量） 現状：dpa依存性（研究中）、アニーリングの影響（研究中）

今年度済 (H20-21) 済 (H19-20) 済 (H18-20) 済 (H20-21) 済 (H20) 済 (H17-18)

水素挙動基礎データ： 現在までの状況と来年度の予定

実施中 (H20-22) オーステナイト 系ステンレス 再結合 定数 Kr 平衡定数 f トラップ 密度 Co フェライト鋼 来年度 (H22) タングステン 来年度 (H22) 拡散係数 D 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0 2.2 2.4 2.6 2.8 1E-6 1E-5 1E-4 1200 1000 800 600 400 D [cm 2/s ] 1000/T[K-1_] Deff fitting D D(E.Serra,D2) Deff(E.Serra,D2) D(N.Dolinsky,D2) T[K] F82H 表面 バルク 真空 eV 40 . 0 = u E eV 37 . 0 2= E eV 64 . 0 3= E eV 50 . 0 4= E eV 50 . 0 = D E eV 17 . 0 = S E 2 D 2 1 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0 2.2 2.4 2.6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1800 700 600 500 400 平衡定数 1000/T [K-1_] He照射 H照射 He照射 T [K]      − = kT f 0.91exp 0.31eV 0.00.0 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 ト ラ ップサイ ト数 [×10 21cm -3] 照射量 [dpa] H照射 He照射 0.5% 0.04% F82H 来年度 (H22) 実施中 (H21-22) 1.4 1.6 1.8 2.0 2.2 2.4 2.6 2.8 10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 700 600 500 400 平衡定数 1000/T[K-1 ] T[K]      − ± × = kT f 36.8 exp 0.90 0.06[eV] 今年度済 (H20-21) 0.0 0.4 0.8 1.2 1.6 0 2 4 6 8 10 捕捉重水素濃度[ ×10 20cm -3] 4 He+ 照射量[×1017 cm-2 ] 生成率0.0040 1.5 2 2.5 1000/T [K-1] 400 500 600 700 800 Temperature, T [K] 10-34 10-32 10-30 10-28 10-26 R e c o m b in a ti o n C o e ff . ku [m -2] Present Work W-A1,A2 (×10-4 )

Anderl _{ion gun}

plasma ku= 4.5x10-25exp(-0.78eV/kT) m4s-1 深さ[µm] 重水素濃度 [10 20 c m -3] 測定480K 照射 前 照射573K 0.8MeV 4_{He - W} 1.2×1017_cm-2

高木（京大）

14

実験装置 ： イオンビーム分析によるその場観察法

TMP

Heater

Thermocouple

D

₂

Gas

RF

TMP

D Plasma

SSD

Al foil

Accelerator

3

_He

p

Sample

QMA

重水素

透過流量

重水素濃度

○未照射試料

→ 拡散係数D + 再結合定数Kr

○照射試料

→ 捕捉サイト密度C

₀

+ 平衡定数 f

0.0 0.5 1.0 1.5 DEPTH (µm) 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 T R A P P E D D E U T E R IU M ( × 1 0 2 7 m -3 )

0.8-MeV 3He, 1.6×1021m-2 NICKEL

523 K EXPERIMENT TRAPPED D TRIM CODE DISPLACEMENT ION

15

He照射による重水素捕捉サイトの生成

H20度実施 0.0 0.5 1.0 1.5 0 1x1021 2x1021

重水素濃度[

at

om

s/

cm

3

]

深さ[

µm]

照射前 照射後 試料温度：366K 照射イオン：800keV ４_He+ 照射量：1.5×1017_cm-2 照射前 照射後

F82H

16

拡散の活性化エネルギーはフェライト鋼とFeは近い。 未照射フェライト鋼でのトラップエネルギーは0.6eV程度。 照射フェライト鋼でのトラップエネルギーはデータが少ない。 照射による捕捉サイトは空孔クラスターの可能性が高い。 電気化学法[9] 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 [eV] Fe

フェライト鋼

F82H

F82H

Batman

MANETⅡ

拡散係数 This work タイムラグ法[1] TDS[7] 拡散係数 電気化学法[5] タイムラグ法[1] タイムラグ法[3] TDS[8] TDS[10] ：未照射 ：照射 [7]W.Y.Choo et al,Mettall.Trans.A.13(1982)135-140. [8]S.M.Myers et al,J.Appi.Phys.53(1982)8734-8744. [9]A.J.Kumnick et al,Acta Met.28(1980)33-39. [10]K.Ono et al,Acta Met.40(1992)1357-1364.

H21度実施

F82Hにおけるトラップエネルギー

[1]E.Serra et al,J.Nucl.Mater.245(1997)108-114. [3]K.S.Forcey et al,J.Nucl.Mater.240(1997)118-123. [5]浅野 滋 他，日本金属学会誌.38(1974)626-632.

17

0.0 0.4 0.8 1.2 1.6 0 2 4 6 8 10

捕捉重水素濃度[

×10

20

cm

-3

]

4

He

+

照射量[×10

17

cm

-2

]

試料温度：366K

照射イオン：800keV

４

_He

+

照射量：1.5×10

17

_cm

-2

損傷量/照射量：186

捕捉サイトの生成率 0.0040（弾出損傷比） H21度実施

F82Hにおける捕捉サイト生成率

18

H21度実施

He照射したWにおける重水素の捕捉

深さ[µm] 重水素濃度 [10 20 cm -3 ]

測定温度

480K

照射前

573K照射後

0.8MeV 4_{He W} 1.2×1017 _cm-2

19

Wへの300 keV H

-

照射損傷実験

※ 深さ分布測定 (NRA) イオン種:1.7MeV 3_He+ 反応:D(3_He,p)4_He タングステン試料プロフィール ■応力除去材 ■10mm×10mm×1mmt ■純度99.99％ ■照射面のみ研磨 R_a< 0.01μm ■900℃,0.5時間 熱処理 ■アライドマテリアル社製 照射損傷形成 エネルギー:300keV H -フルエンス:1.5～4.0×1021_H/m2 温度:<473K 重水素注入 エネルギー:1.0keV フルエンス :1.0～5.0×1024_D/m2 温度:473K 昇温脱離測定 (TDS) 昇温速度: 1K/s 最大温度:1100K 250-350 ℃ 熱処理 昇温速度:1K/s 加熱時間:10h Pre-Annealing Post-Annealing 深さ分布測定 (SIMS) イオン種:5keVCs+ 2次イオン:H+_{, D}- _など ※350℃(623K)・・・ITERで計画されているベーキング温度

上田（阪大）、高木（京大）

20

Pre-annealing による照射欠陥の変化

21

熱処理条件：350℃ 、10時間 イオン照射条件： フルエンス: 1.0×1024 _D+_/m2 温度: 473 K

重水素蓄積は

～25%

減少

→ 損傷はほとんど回復していない

照射損傷Wに捕獲された重水素の脱離

・

300℃

における高温処理

熱処理(10h):～90%

が脱離

1.0x1027 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 D eut er ium C o ncent ra ti o n ( D /m 3 ) 1.6 1.4 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 Depth (μm)

Non Annealing (～1.1dpa) 10h Annealing (～1.1dpa)

・

250℃

における高温処理

熱処理(10h):～60%

が脱離

1.0x1027 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 D eut er ium C o ncent ra ti o n ( D /m 3 ) 1.6 1.4 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 Depth (μm) 10h Annealing (～1.35dpa) 熱処理無し 300℃ 熱処理後 _250℃ 熱処理後

W 中の照射損傷（300 keV H

-

）に捕獲された重水素は、

_300℃

で

ほとんど脱離する（ITERの熱処理予定温度350℃以下）。

22

23

研究テーマの詳細３

③

ダスト

の生成・輸送と水素同位体蓄積に与える影響

1. 炭素ダスト形成メカニズム

・ 高密度Dプラズマ照射、リモートエリアでのダスト形成、パルス熱負荷影響 現状：定常プラズマ照射面でのダスト形成（済）

2. タングステンダスト形成メカニズム

・ D-He高密度プラズマ照射、パルス熱負荷影響 現状：定常プラズマ照射面でのダスト形成（済）、パルス熱負荷効果（済） W再堆積層（研究中）

3. ダスト中の重水素蓄積量評価

・ダスト種類（炭素、タングステン）、形成過程との対応、温度依存性 現状：昇温脱離装置整備（済）、蓄積量測定（研究中）

24

タングステンダストの生成と重水素吸蔵

・タングステン再堆積層・ダスト形成、

及びその重水素蓄積測定の実験を開始。

核融合装置に対するダストの影響

•

安全上の問題

•

トリチウム吸蔵

•

多量の水素吸蔵ダストによる爆発

–（Steam-induced hydrogen

explosion )

•

工学的な問題

•

ゲートバルブなどのシールドの劣化

•

排気ポンプ性能の劣化

•

プラズマ制御に関する課題

•

多量の不純物混入に伴うプラズマの消失

（ディスラプション）

25

高温高分解昇温脱離装置

- 1900Kまで昇温可能

- He, D

₂

が分離可能

0 100 2 10-7 4 10-7 6 10-7 8 10-7 1 10-6 1.2 10-6 0 1 2 3 4 5 6 MassNo .96 4 4.04 4.08 MassNo He:4.003 D2:4.028 CH2 通常QMS 高分解QMS LHDダイバータ板 堆積層を用いた予 備実験

26

タングステンダスト形成過程（既報）

ヘリウムホール 入射イオンエネル ギー依存性 表面温度依存性 ダスト発生 Wナノファイバー構造 水素プラ ズマ照射 熱パルス ヘリウムプラズマ 照射

27

溶融タングステンによる共堆積層･ダスト形成実験

Heプラズマ

照射

タングステン棒材 モリブデン板 溶解用試料はアースに接 続し電子電流により加熱 し，プラズマ化させてエ ンド側試料に堆積させる． 堆積用試料は水冷台に固定 （接触の度合いにより表面 温度を制御） タングステン試料 （10mm×35mm×0.1mm）． 試料導入用 SUSターゲット タングステン棒材 水冷台 タングステン板材 Heプラズマ

28

29

溶融タングステンによる共堆積層･ダスト形成実験(続き)

高温照射（

> 1500 K

)

- Ｗ表面がナノ構造化

- 表面に多数のダスト形成

大口径ダスト-不定形

小口径ダスト-球状

- 一部のダストの表面にナノ

構造形成が見られる

29

溶融タングステンによる共堆積層･ダスト形成実験(続き)

低温照射（ ＜ 500 K

)

- 堆積物による表面構造変化

（一部剥離が見られる）

- ダスト形成が見られない

照射面

非照射面

重水素･ヘリウム複合照射を行い堆

積層の吸蔵特性を計測

30

31

研究テーマの詳細４-1

④

実機における

壁材料の

損耗・再堆積

と再堆積層の水素同位体蓄

積・放出挙動（主に、JT-60Uトカマク装置）

1. 炭素の発生と輸送、及びその粒子バランスに与える影響

・ グローバルな粒子バランスに対する壁温度とプラズマ密度の影響 現状：JT-60Uトカマク装置での研究（済） ・13_{Cパフ実験による炭素の輸送と重水素吸蔵} 現状：13_{C再堆積量分布測定（今年度より）}

2. JT-60Uトカマクでの炭素再堆積層の形成と水素同位体蓄積

・ プラズマ対向面での堆積 現状：炭素タイルプラズマ対向面分析（済） タングステンコーティング層分析（研究中） バルクリテンション評価（燃焼法）（研究中） ・ タイルギャップやリモート領域での堆積 現状：ギャップ、リモート領域堆積層分析（研究中）

32

研究テーマの詳細４-2

3.

タングステンの損耗・輸送・再堆積（炭素と共堆積）

・タングステン壁材料の損耗・輸送・再堆積 現状：外側ウイング再堆積分布測定（ほぼ済）、内側ダイバータ上への再堆積（研究中） ・タングステンコーティングタイル中の重水素蓄積 現状：D蓄積深さ分布測定（ほぼ済）

4.

非接触ダイバータにおける水素イオン再結合

・体積再結合機構解明 現状：発光分布による水素再結合場所の特定（ほぼ済） ・ダイバータ板近傍のガス層内の粒子輸送解明 現状：炭化水素、炭化水素イオンの輸送解明（今年度より）

33

JT-60U壁タイル中のトリチウム蓄積

・T入射分布（OFMCコードで計算）とT蓄積測定結果は

基本的に良い対応を示した。

JT-60U黒鉛タイル中のTをポロイダル方向に測定

バッフル板

W型ダイバータ期 (’97~’04)

DD： ~6000 shot HH： ~700 shot DD：~12000 shot HH： ~2000 shot

第一壁、バッフル板へのT入射分布をIPで得られた残留分布と比較

外側第一壁

0 m 2.5 m Inboard W/m2 4.0×100 4.0×10-2 4.0×10-4 4.0×10-6 4.0×10-8 0 W/m2 1.8×10+1 1.8×10-1 1.8×10-3 1.8×10-5 1.8×10-7 0 第一壁はOpen型→W型 での放電に暴露 0 m 1.3 m バッフル板はW型での_{放電のみ暴露}

Open型ダイバータ期 (’91~’96)

OFMCコードによる

壁へのT入射分布

34

0

200

400

600

800

1000

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

P L S I nte ns ity [a .u .] Scale [m]

0.0

2.0

4.0

6.0

8.0

バッフル板でのT入射・残留分布比較

T入射・残留分布：傾向は類似

W型で入射したTは、そのままタイルに残留

O ut boa rd D ive rt or 0 m 1.3 m 1.3 m 0 m PSL T 入射分布 [x10 11 T /m m 2 ]

35

0.0 2.0 4.0 6.0 8.0

0

20

40

60

0

0.5

1.0

1.5

2.0

2.5

P

S

L

i

n

te

n

sity

[P

S

L

/m

m

2

]

Scale [m] T 入射分布 [x10 11 T /m m 2 ]

Open期に入射したTは、長期放電(W型)中に除去

T入射・残留分布：バッフル板と同様に類似

T入射・残留量：特に上部で差あり

第一壁でのT入射・残留分布比較

0 m 2.5 m 0.5 m 1.0 m 1.5 m 2.0 m Inboard PSL

36

37

タングステン被覆タイル中の重水素蓄積

・W被覆タイル中の重水素は、炭素と共存していることを明らか

にした。

福本、仲野（JAEA）

37

38

タングステン被覆タイルの重水素蓄積量



重水素の蓄積量は~10

22

D/m

2

でポロイダル方向に

一定



イオン照射量はポロイ

ダル分布あり



重水素照射実験に比べ

て1桁以上多い蓄積量

→

深さ分布の測定

39

被覆タングステン中の重水素、炭素、D/Cの深さ分布



重水素の深さ分布は炭素の深さ分布と相似



被覆タングステン中の炭素に捕獲されていることを示唆



D/Cは0.04~0.08程度



炭素堆積層中のH/Cの1/2~1/4に達する

CFCタイル 表面

40

プラズマ照射前後での炭素割合の比較



プラズマ照射によって炭素の蓄積量が増加



アーマー材から損耗した炭素の入射が主な混入源



炭素との同時使用が被覆タングステン中のトリチウム蓄積量の

増加を示唆

CFCタイル 表面

非接触ダイバータプラズマでの水素イオンの体積再結合

* 放電波形： トモグラフィーによる再生像から計算された Dβ / Dα 強度比(t=6.0s) t=6.0s （内側非接触） 黒線で囲まれた領域：Dβ / Dα 強度比> 0.14 電子衝突励起だけでは説明できない強度比 ⇒水素イオンと電子の体積再結合が生じている

* K. Fujimoto, T. Nakano et al., Plasma Fusion Res. 4, 025 (2009).

水素イオンと電子の体積再結合は内側ストライク点からはなれた、磁力線

の上流で発生する

⇒ストライク点付近ではプラズマは中性化されて、ガス状となっている

仲野（JAEA）

42

研究テーマの詳細５

⑤ 再堆積層中の

水素同位体除去

1. グロー放電洗浄による水素同位体除去

・ 壁材料（SS、炭素、タングステン）、放電ガス種 現状：SSでのD吸蔵と希ガスプラズマによる除去（済み）、炭素及びタングステンでの実 験（ほぼ済）

2. 同位体交換反応による水素同位体置換

・ 壁材料（タングステン、炭素）、温度、イオンエネルギー 現状：タングステン中の同位体置換（グロー放電法）（ほぼ済）

グロー放電洗浄によるトリチウム除去基礎実験

陰極ライナー温度：

室温

放電ガス圧力

_：8Pa

放電時間

_：2h

放電間隔

_：1h

放電電圧

：

_{250~300 V}

保持・脱離量：残留ガス分析

(RGA)

⇒分圧の時間変化の積分

陽極：銅製

陰極：316L SSライナー, Wシート

MFC(VLV)でガス導入(一定流量)

H

₂

,

D

₂

,

He

,

Ne

,

Ar

グロー放電装置

Sample

Cathode

(316L SS or W)

Anode(Cu)

Gas inlet

Plasma

QMS

日野（北大）

43

実験手順

①真空排気後，ガスを一定量流し，グロー放電

②RGAで分圧測定

実験手順 （

SS＆W壁）

実験② 希ガス(He, Ar, Ne) GDによる水素同位体除去効果

順序：

D

₂

→

Ne

：

D

₂

→

Ar

：

D

₂

→

He

実験① 水素同位体置換

順序：

_H

₂

→

_D

₂ Hリテンション量,Dリテンション量＆HからDへの置換量を測定 各希ガスグロー放電でDリテンションをどの程度低減できるかを測定

44

4.0 5.0 6.0 7.0 8.0 9.0 0 2000 4000 6000 Time[s] P a rt ia l P re s s u re (P a )

During glow discharge H₂ 0.0 2.0 4.0 6.0 8.0 0 2000 4000 6000 Time[s] P a rt ia l P re s s u re (P a ) 0.0 1.0 2.0 3.0 P a rt ia l P re s s u re (P a )

During glow discharge D₂ HD H₂

H

₂

GD

分圧の低下

→

_H

₂

の保持

H

保持量約

5.9×10

16

/ｃｍ

2

①

WでのH

₂

GD 及びD

₂

GD中の各分圧の時間変化

W壁の結果

D

₂

GD

D

の保持と

H

の脱離

D

保持量約

(4～5)×10

16

/ｃｍ

2

45

4.0 5.0 6.0 7.0 8.0 9.0 0 2000 4000 6000 Time[s] P a rt ia l P re s s u re (P a ) 0.0 1.0 2.0 3.0 P a rt ia l P re s s u re (P a ) During glow H₂ D₂ HD 4.0 5.0 6.0 7.0 8.0 9.0 0 2000 4000 6000 Time[s] P a rt ia l P re s s u re (P a )

During glow discharge H₂

H

₂

GD

・

H

保持量はSSの数倍(2~4)

⇒W表面の結晶粒界に沿って

H

が

より深層へ保持されたため

D

₂

GD

・

H

₂

と

HD

の大きな脱離

・

H

脱離は約60％

⇒同位体交換：WとSSでは同程度

H

₂

GD

後の

D

₂

GD

中の分圧変化

②水素同位体置換(H

₂

→D

₂

)

46

まとめ(W壁）

②水素同位体置換

H

₂

GDで保持されたHの

約

60%がD

₂

GDで脱離(2hr)

（置換割合は

SSと同程度）

③希ガスGDC

による除去率

①水素同位体保持

_保持量は

_{SSの2～４倍}

（粒界中にも捕捉）

He(4.6％)＞Ne(3.4％)＞Ar(2.9％)

（

SSの 約1桁減,粒界深くに捕捉）

希ガス保持量

_(/cm2₎

は

SSの（2～3）分の1

47

48

A01班の現状と今後の課題（１）

①

イオン同時照射環境

における水素同位体蓄積・透過挙動

・主要な機器整備（水素透過装置、混合堆積膜生成装置）はほぼ終了し、詳

細なパラメータ依存性等を研究中。

・

今後の課題

（１）D/He、D/C同時照射について、炉壁条件に適用できるデータ取得

（２）水素同位体挙動の機構解明とモデリング

→

炉内トリチウム蓄積評価・ブランケットへの透過量評価

②

照射損傷

が水素同位体挙動に与える影響

・フェライト鋼やタングステンについて、基礎係数（拡散係数、捕獲エネルギー

捕獲サイト生成率等）について研究中

・

今後の課題

（１）Tの挙動評価に十分な基礎係数データ取得

→

炉内トリチウム蓄積評価・ブランケットへの透過量評価

49

A01班の現状と今後の課題（２）

③

ダスト

の生成・輸送と水素同位体蓄積に与える影響

・主要な機器整備はほぼ終了（昇温脱離装置、W再堆積実験機器）。D/Heプラ

ズマ・パルス熱負荷照射下でのダスト形成（炭素、タングステン）過程の解明も

ほぼ終了。

・

今後の課題

：

（１）タングステン再堆積層・ダスト中の重水素蓄積量評価

（２） 重水素吸蔵タングステンダストの同位体置換（D

→H）

→

ダストがトリチウム蓄積に与える影響評価

④

実機における

壁材料の

損耗・再堆積

と再堆積層の水素同位体

蓄積・放出挙動（JT-60Uトカマク装置）

・プラズマ対向面の炭素堆積層中の重水素蓄積、グローバルな粒子バランス

等については、ほぼ終了。

50

A01班の現状と今後の課題（３）

・

今後の課題：

（１）非接触ダイバータにおけるイオンと中性粒子の輸送解明

（２）

13

_{Cの再堆積分布測定と重水素蓄積量評価}

（３）燃焼法によるタイル中の重水素蓄積量測定(バルクリテンション、

放電時間依存性などを評価）

（４）タイルギャップにおける重水素蓄積量測定

（5）外側ダイバータから内側ダイバータへのタングステンの輸送解明

→

ITERや原型炉のT蓄積評価手法開発

実験室と実機の実験結果の総合的理解

⑤ 再堆積層中の

水素同位体除去

・グロー放電洗浄によるステンレス鋼やタングステン中の水素同位体除去評価

（同位体置換や希ガスグロー放電）は、ほぼ終了。

・

今後の課題

：

（１）レーザー脱離法の評価

（２）コーティング層（Ti等）からの水素同位体脱離

→

トリチウム除去量評価