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 活動概要と

複数イオン照射下での壁材料中のトリチウム挙動

A01班代表：上田良夫 研究協力者：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） 平成19年度特定領域「核融合トリチウム」成果報告会 平成20年3月21日－22日、名古屋ルーセントタワー

2

Ｔ蓄積量の評価 除去法の開発

プラズマ 内部蓄積

<~10

17

Bq

T D He W W n 炉壁 損耗 再堆積

Ｂ

、

Ｃ

班

へ

Ｂ

、

Ｃ

班

へ

透過

漏洩

10

6~10

_Bq/s

固体、ガス、イオン

10

14

_Bq/s

T D 燃料供給 注入と損傷

計画班

計画班

A

A

炉内へのトリチウム(T)の蓄積と除去

A01班：基礎実験研究と実機研究による プラズマ・壁 複雑システムでの現象解明 A02班：理論・シミュレーション研究による 複雑現象の総合的理解 ・ 予測・評価法の確立

T 燃焼

公募： 燃焼継続のためのD/T比の制御 特色のあるコードの開発： JAEA、徳島大、岡山理科大、 NIFS、慶応義塾大 特色ある実験装置： 直線型プラズマ装置（名大）、混合ビーム照射装置（阪大） 高エネルギーイオン注入・分析装置（京大、東北大）

排気ガス種とその量の評価

燃料排気

1~9 x 10

13

_Bq/s

T水、ガスT 有機T、He

3

炉内トリチウム研究の背景

• 炉内のトリチウム蓄積量は安全性の観点から制限

（

_350g

：

_ITER）

• 核融合炉内のトリチウム蓄積環境

– トリチウム蓄積場所とそのメカニズム

• 壁材料中のトリチウム蓄積 – Tイオン入射 → 拡散 → 捕獲サイトとの結合 • プラズマ対向面の再堆積層中のトリチウム蓄積 – 壁材料の損耗 → プラズマ中輸送 → Tとの共堆積 • タイルギャップの再堆積層中のトリチウム蓄積 – イオン反射や中性ラジカルの輸送 → Tとの共堆積 • リモートエリアの再堆積層中のトリチウム蓄積 – 中性ラジカルの長距離輸送→Tとの共堆積 • ダスト中のトリチウム蓄積 – ダストの発生（Tの吸蔵） → 輸送 → 再堆積（Tの吸蔵）

– 複合的照射環境

• イオン – 燃料イオン（D、T）、燃焼灰イオン（He）、希ガスイオン（Ne、Ar） 壁材料イオン（低Z：C、Beなど）（高Z：Wなど）、 不純物イオン（Oなど） • 核融合反応中性子

4

炉内複雑環境について

• ITERでは、第1壁は

Be

、ダイバータは

CFC

と

W

の

使用を想定

• 融点が高く、熱伝導率の大きいWとCFCはダイ バータ材料の候補材

•

損耗

・

輸送

・

再堆積

を通じ、異なった材料の

混合

層

が形成

• さらに、核燃焼

He

やエッジプラズマを冷却するた

めの

Ne

や

Ar

が同時入射

• JET:ITER-like wall project（2010～）

• 中性子照射による

照射損傷

・

元素変換

• W → Re → Os

• 発電炉において、単一壁材料で炉が成立するか

どうかについては多面的な検討が必要

• 高性能炉心プラズマとの両立性 • 壁材料の健全性 • 安全性（トリチウム蓄積、ダスト）

•

複数材料の可能性は発電炉でも排除できない

ITERの壁材料

5

複合的照射環境がトリチウム挙動に与える影響

• 堆積層（deposition layer）

– Tの捕獲サイト

– Tの拡散障壁

• 混合層（mixing layer）

– Tの捕獲サイト

– Tの拡散障壁

– 表面再結合（障壁）

• ヘリウムバブル層

– Tの捕獲サイト

– Tの拡散障壁

• 照射損傷（中性子）

– Tの捕獲サイト

– Tの拡散（障壁）

C, Be D He Ne, Ar 堆積層 混合層 （カスケード混合） 混合層 （拡散混合） ヘリウムバブル 損耗 T T T T W T T T O w 拡散障壁 n 照射損傷 T

6

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吸蔵への影響 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

7

研究活動の紹介（

_A01班）

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→上田

2.

照射損傷

が水素同位体挙動に与える影響→高木先生、上田

3.

ダスト

の発生と水素同位体吸蔵への影響→大野先生

4.

実機における

壁材料の

損耗・輸送・再堆積

と再堆積層の水素同

位体蓄積・放出挙動→田辺先生、上田

5. 再堆積層中の

水素同位体除去

→田辺先生、上田

8

研究活動の紹介（

_A01班）

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吸蔵への影響

4.

実機における壁材料の損耗・輸送・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

9

Osaka University

定常高粒子束イオンビーム照射装置

_(HiFIT)

10

HiFIT装置の特徴

• イオンエネルギーとフラックスは、ブランケット第一壁条件に近い

– エネルギー： 3 keV ~ 0.1 keV

– フラックス: ～1 x 10

20

_m

-2

_s

-1

_{(0.3 keV)}

• イオン割合の精密な制御が可能

– ビーム中のイオン種割合は、磁場偏向質量分析器によるイオン電流値と

ビーム輸送空間における中性化反応率より決定

• 精度： ~0.01%

– H（D）とC割合

• H(D) :H₃(70%H), H₂(20%H),H(10%H) （Typical） • C : CH_x+_{, C} 2Hy 0.05%~1.2%

• H(D) とHeのエネルギーを独立に制御することが可能

Osaka University

11

C layer

Osaka University Carbon impurity ions appeared as

hydrocarbon ions such as CH_x+ _{and C}

2Hx+. H₃+ H₂+ H+ CH_x+ C₂H_x+ H_xO+ 71.6 %(0.3keV H ) 9.7% (1.0keV H ) 0.27%(~0.5keV C)

C

:0.91 %

Intensity [a.u.] M/e [a.m.u] H₃+ H₂+ H+ CH x + H_xO+ C2Hx + C₃H_x+ Intensity [a.u.] M/e [a.m.u.] H 2=3mtorr Microwave power : 2.5 kW 0 5 10 15 20 25 30 35 40 10 1 0.1 0.01 0.001 10 1 0.1 0.01 0.001 0 5 10 15 20 25 30 35 40

Without Graphite Plate With Graphite Plate

C :0.06 %

H 2=3mtorr Microwave power : 2.5 kW

O :0.02 %

O :0.08 %

Ion Species Ratio

18.6 %(0.5keV H ) 0.64%(~1.0keV C ) 0.08%(~1.0keV O) 54.4 % 21.2 % 22.3 % 1.51 % 0.34 % 0.19 % Particle Ratio

イオン質量スペクトル

12

水素・炭素混合ビーム照射による

_{Wのブリスタリング}

C concentration in

H beam increases

No No blistersblisters Formation of blisters Formation of blisters Carbon deposition Carbon deposition (no blisters) (no blisters) １％以下の炭素がタングステンのブリスタリングを促進 C layer W

Beam irradiation area

Beam Energy: 1keV H₃+_{, Flux : (3-4)x10}20 _Hm-2_s-1

Temperature : 653 K

13

ブリスタリング発生のメカニズム

表面層への水素注入（数nm～20 nm） 結晶粒放出 粒界で水素が蓄積 →粒界に亀裂 ドーム型ブリスタ > 1 µm H ブリスタの断面 （KドープW） Osaka University

14

Wへの水素・炭素混合イオン照射による混合層形成

C: 0.84 % in Beam C: 0.11 % in Beam

H diffusion

leading to blistering Less H diffusion No blistering C:~0.8%, 炭素割合が大き い（> 50%）表面層が再結合 を妨げ、水素の脱離を抑制。 C:~0.1%, WC層により内部 拡散が減少(Alimov et al. JNM 282(2000) p.125) 1keV H (mixture of H+_,H 2+,H3+) T = 653 K

15

炭素・タングステン混合層の温度依存性

653 K 913 K 0 10 20 30 40 50 Depth [nm] Carbon (WC) Carbon (total) Oxygen Tungsten 500 10 20 30 4 Depth [nm] Carbon (WC) Carbon (total) Oxygen Tungsten 100 80 60 40 20 0 Atom ic C o ncentra ti on (%) 50 40 30 20 10 0 Depth (nm) 50 40 30 20 10 0 Depth (nm) Tungsten Tungsten Carbon (WC) Carbon (total) Carbon (WC) Carbon (total) Oxygen Oxygen 1000 K 1050 K

Roth et al., Nucl. Fusion 36 (1996) 1647.

913K②：

炭素の表面割合が減少

, グラファイト層が

化学スパッタリング

で損耗されたと考えられる。

1050 K④：炭素

は内部に熱拡散

.

C:

~0.8%

, Fluence :

(4-6) x 10

24

_m

-2 ① ② ③ ④ WCで存在する炭素 グラファイトで存在する炭素

16

ブリスタリングへのヘリウム同時照射影響

•

わずかな

Heの添加で、ブリス

タリングが抑制される

– He 割合 ～ 0.1%

•

特に高温（

> 653 K）で効果が

顕著

–

Heバブルが水素の内部拡散を

抑制

He : 0.1% He : 0% 753 K 473 K 653 K 500 µm 500 µm 500 µm 500 µm 20 µm 20 µm 20 µm Energy ：1 keV H₃+ Carbon ：~0.8% Fluence ：~7.5 x 1024 _m-2 Osaka University

17

ブリスタリングへの

_{Heエネルギーの影響}

• 主イオン源(H + C)イオンビーム(

1.5 keV

) (a)

– ブリスタ発生

• 主イオン源(H + C)ビーム(

1.5 keV

) ＋Heビーム(b)

– Heエネルギー：0.6 keV、Heイオン割合：~0.05%

– ブリスタ発生（個数増加）

• 主イオン源(H + C)ビーム(

1.5 keV

) ＋Heビーム(c)

– Heエネルギー：1.0 keV（1.5keV）、Heイオン割合：

~0.05% – ブリスタ抑制

(a)

(b)

(c)

Tungsten ブリスタ抑制（C） ブリスタ発生(b) Osaka University Heのエネルギーが水素同位体挙動に大きな影響

18

混合イオン（

_{H（D） + C + He）照射研究計画}

• 水素同位体蓄積・透過実験（ブランケット第一壁条件

（１）

_）

– 混合イオン照射

下での

水素拡散・捕獲の機構解明

と

定量的評価

• 堆積層・混合層の形成機構解明 • 混合層の水素拡散・表面再結合評価 • 混合層中の捕獲サイト評価

– 水素同位体蓄積・透過

の

総合的評価

• 壁材料のバルクリテンション評価（内部拡散＋捕獲サイトでの捕獲） • ブランケット冷却材への透過量の評価 → B班にデータを提供

• 水素同位体蓄積・水素透過実験（ダイバータ条件

（2）

_）

– 高密度プラズマ照射装置の導入

– 高密度混合プラズマ照射下での水素同位体拡散・捕獲のメカニズム解明

– 水素同位体蓄積量の定量的評価

注：（１）数100eV、~1020 _m-2_s-1 （２）数10eV、1022_~1023 _m-2_s-1 Osaka University

19

研究活動の紹介（

_A01班）

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→高木先生、上田

3.

ダストの発生と水素同位体吸蔵への影響

4.

実機における壁材料の損耗・輸送・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

金属中のトリチウム蓄積量評価に必要なパラメータ

入射量 Ｆ

濃度

C

濃度

C’

拡散係数

_D

再結合定数

Kr

再放出量 Ｒ

透過量 Ｊ

厚み

_L

トラップ無し

トラップ有り

（固溶

T）

（捕捉

T）

トラップ密度

Co

平衡定数

f

濃度

C’t

蓄積量

（固溶

T）

濃度

_Ct

蓄積量

高木（京大）による

実験方法 ： 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

詳細は「照射損傷がステンレス鋼中のトリチウム挙動に与える影響：高木先生（京大）」にて 高木（京大）による

22

1.4 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 D eu ter iu m ( x10 3 c o un ts )

W with no radiation damage

W with radiation damage (300 keV H-)

W with radiation damage (700 keV H-) 5 4 3 2 1 0 Dis p la c e m e n t (d p a) 5 4 3 2 1 0 Depth (μm) 300 keV H -700 keV H -Dの注入温度：473K、フルエンス：5x1023 _m-2 2.5 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 D e ut e ri u m (x 10 3 coun ts ) 100 80 6 0 4 0 20 0 Depth (nm) 最表面の拡大図

照射損傷を持つ

タングステン

のブリスタリングと重水素挙動

照射損傷：300 keV H -700 keV H -（MTF装置、JAEA） イオン注入：1 keV D₃+ SIMS、NRAによる 重水素分布測定 Osaka University

23

照射損傷の深さによる

_{Wブリスタリングへの影響}

（

a） 0dpa

（b） 300 keV, 3.7 dpa

（c） 700 keV, 3.5dpa

20μm (浅い) 照 射 損 傷 深 さ (深い) 100 101 102 103 104 Nu m b e r o f Bl is te rs ( m m -2 ) 1 10 100 Blister Size (_μm) 0 dpa damaged by 300 keV H -damaged by 700 keV H -20μm 20μm T = 473 K

Energy : 1 keV H₃+_{(main component)}

Flux : ~2 x 1020 _m-2_s-1

Fluence：~7 x 1024 _m-2

C : ~ 0.9%

24

ブリスタリング抑制のメカニズム

照射損傷が与えられた領域内の粒界には水素が蓄積しにくい

Osaka University

25

照射損傷を持つタングステン中の重水素深さ分布

1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 D e ut e ri um C on c en tr a ti o n (x 1 0 27 D / m 3 ) 2.5 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 Depth (μm) 5 4 3 2 1 0 Temp.: 200℃ Damage: 4.7～4.8dpa 5.0 x 1023 D+/m2 2.0 x 1024 D+/m2 5.0 x 1024 D+/m2 8.0 x 1024 D+/m2 Damage Distribution 300 keV H -1% retention Damage (d pa) ITER： 400s x 10,000 shots x 0.5 MW/m2_(neutron) Æ 0.06 MW · year/m2 Æ ~0.6 dpa Osaka University イオン注入：1 keV D₃+

26

研究活動の紹介（

_A01班）

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吸蔵への影響 → 大野先生

4.

実機における壁材料の損耗・輸送・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

27

大野（名大）による

28

詳細は「ダストの生成・輸送とトリチウム蓄積に与える影響：大野先生（名大）」にて

29

研究活動の紹介（

_A01班）

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吸蔵への影響

4.

実機における

壁材料の

損耗・輸送・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

30

JT-60Uにおける

Wの輸送・再堆積研究

†

Position

„ Outer divertor (just above normal strike point) „ 13 W-tiles † P-8 section 12 tiles † P-17 section 1tiles † ~1/18 toroidal length

†

Operation

„ Shot No. (FY2003-2004)

† Total: 1003 shots

† S.P. on W tiles: 25 shots

„ 2-6 s during one shot

† Last 10 shots in this campaign were used for

13_CH

4 exps.

„ Thick 13_{C layer was formed}

on inner divertor and outer divertor (next to gas puff hole). Flux surface Normal exp. Flux surface W div. exp. Osaka University W P-8 section 13_CH 4puffing hole

31

タングステンの再堆積分布測定

†

分析方法

„ 中性子放射化分析（FNS） † タングステンの絶対量測定 „ EDX（元素分析） „ XPS（元素分析、深さ分析）

†

ポロイダル分布

„ インナーダイバータ付近とアウターウ イングに多く堆積

†

トロイダル分布

„ アウターウイング上の堆積はタングス テンタイル近くに局在化 † 内向きのドリフトの影響が大きい „ トロイダル方向の非対称性 † 磁力線方向のフローの影響

†

今後の展開

„ エッジプラズマシミュレーションとの連 携による不純物輸送機構の解明 Osaka University タングステン堆積量のポロイダル分布 タングステン堆積量のトロイダル分布 （アウターウイング） W 13_C W インナーダイバータ アウターウイング

32

水素同位体総量

水素同位体総量

(x10

_(x10

22

22

_atoms/m

_atoms/m

2

2

₎

₎

• ポロイダル方向も

蓄積量は不均一

ポロイダル方向分布とダイバータ領域との比較

ポロイダル方向分布とダイバータ領域との比較

炉内蓄積量予測は第一壁領域の結果も考慮すべき

• ダイバータ領域の方

が蓄積量大

15Je6

15Id1

15Ga1

15Ek1

B

A

P-15

ポロイダル 断面図 ダイバータ 田辺（九大）による 詳細は「トカマク実機壁材料中のトリチウム蓄積とその除去法の開発：田辺先生（九大）」にて

33

TEXTORトカマク装置によるテストリミター実験

テストリミター実験のセットアップ Osaka University ルーフリミター (部分加熱型） W ルーフリミター (ストライプ型）

34

770 ~ 930 ºC

No deposition on the heated sample.

Deposition by edge plasma exposure

Deposition due to desorbed gas

(probably from graphite bond at TC)

520 ~ 600 ºC

No deposition on the heated sample.

Deposition by edge plasma exposure

280~340 ºC 240~290 ºC

W上のC再堆積現象の基板温度効果

35

Osaka University

Cイオン種の違いによる材料混合への影響

T ～310℃ T ～850℃ Gas puff position NRA測定（3_He）

•

プラズマ炭素イオンの

堆積と混合

–

W板（

560℃

）に堆積し

ない

• 堆積層が化学スパッタリ ングで再損耗

–

W板（

850℃

）にも堆積

しないが、部分的には

内部に拡散して蓄積

• 化学スパッタリングは無 視できる温度（？）

•

ガスパフによる炭素の

堆積と混合

– 低温W板（320℃）に堆積 するが、高温W板 （850℃）には堆積も内部 拡散もしない。

36

研究活動の紹介（

_A01班）

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吸蔵への影響

4.

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

37

レーザー照射による水素同位体除去

田辺（九大）による

38

Glow discharge apparatus

Anode (Cu)

Liner

(316

DC Power Supply MFC MFC

He

SG

Orifice (0.1 φ) Orifice (2 mm φ)

Heater

Anode (Cu)

Liner

LSS)

Material Probe

QMS

To Pump

To Pump

MFC MFC

H2

SG

Orifice mm ) Orifice MF C

Ar

Voltage

Ion current density

H

₂

280Ｖ

3.0×10

-6

_{A / cm}

2

He

250Ｖ

（

_{1.9～3.0）×10}

-5

_{A / cm}

2

Ar

300Ｖ

（

_{0.92～2.32）×10}

-5

_{A / cm}

2

Discharge time：2h

Pressure：1.5～8Pa

Liner temp. ：RT

日野（北大）による

Arグロー放電によるHeとHの吸蔵量低減

39

Experimental sequence

(RGA)

(RGA)

H

₂

Ar

H desorption

Ar retention

He

He retention

H desorption

He retention

Comparison

He

H retention

Ar

He desorption Ar retention

Partial pressure rise…Desorption from

wall

Partial pressure drop…Retention in wall

40

200 400 600 800 1000 1200 0.0 0.4 0.8 1.2

Deso

rp

tio

n rate (10

13

m

olec./cm

2

/s)

Temperature (K)

He glow discharge only

Ar glow discharge after He glow

He desorption spectrum after Ar plasma (TDS)

RT～1273K

0.5K/s

He in low temp. regime desorbed by Ar glow

41

Summary

•Ar plasma is useful for He reduction

•Ar retention is negligible small

Ar plasma : Effective for reduction of H and He

retention

Ar glow

H desorption

36％（He glow:75%)

（

depth ～

small

, depo. layer at surface）

He desorption

15％（H

₂

glow: less than 1%）

（

surface etched by Ar ion）

Ar retention

～

₁₀

13

_{Ar /cm}

2

_（

_{1/1000 of He）}

（

No blisters and shallow depth）

42

まとめに代えて

• ；炉内複雑環境下での現象解明

– 複数イオン照射

環境下でのトリチウム吸蔵・透過

– 中性子照射損傷

材料のトリチウム蓄積

– 実機における

壁材料の

損耗

・

輸送

・

再堆積

とトリチウム蓄積

– ダスト

の発生・輸送とトリチウム蓄積

• 炉内トリチウム除去法の開発

– レーザー

・

プラズマ

照射によるトリチウム除去

• 理論・シミュレーション研究との連携による現象解明と実機評価

– A02班（核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論・シミュレーショ

ンコードの開発）

との密接な連携

• 国内研究者の協力と国際共同研究による効率的な研究遂行体制

構築