特定領域研究 A01班 研究計画

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1 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 2 炉内トリチウム蓄積やその除去に関する基礎研究 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 照射損傷が水素同位体挙動に与える影響 ダストの発生と水素同位体蓄積への影響 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 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 3 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 ) 4

5 Top view D/He 混合イオンビーム透過実験 IR Heater QMS Bellows 60mm st. H. Lee 上田 ( 阪大 ) Irradiation Chamber Specimen holder 5 Quartz Rod Calibrated leak, Vent port Base pressure : ~3 x 10-7 Pa Mixed Ion beam (D, He, impurities) Ion beam Energy : 0.15 kev-3 kev flux(d) : ~10 20 m -2 s -1 Impurity(C):0.1~0.2%

6 6 タングステン試料 Tungsten microstructure After IPP Stress relieved at 1300 C for 1h. 30, 50, 75 µm thickness. Mirror polished: R a = 5 nm Purity : 99.99%

7 He 添加による透過フラックスの変化 7 He(2%) 添加により透過フラックスが減少 800 K 1 kev

8 透過フラックス Φ p の入射フラックス Φ i 依存性 8 Permeation Flux (D m -2 s -1 )Φ P n= D-only SIM D+He(2%) 1000 K 1000 K 900 K 900 K 800 K 800 K n=1 n=0.5 Φ p Incident Flux (D m -2 s -1 )Φ I Φ i n 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

9 Brice and Doyle steady state analytic theory of permeation 9 D diffusivity d membrane thickness kr recombination coeffcient R ion range φ permeation flux p φ incident flux i p f : front surface b : back surface Diffusion limited on both surfaces: DD = R D p b φ p αφi ddf Recombination limited on front surface: Diffusion limited on back surface: RD φ p Db = d kr f α φ i D.K. Brice, and B.L. Doyle, J. Vac. Sci. Technol. A 5, 2311 (1987)

10 1200 K アニーリングの影響 10 Permeation Flux (D m -2 s -1 ) n=1 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 Incident Flux (D m -2 s -1 ) 実験手順 1 D 単独照射 2 D/He 照射 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)

11 WO 3-x / WO 3 2 層膜中の水素 永田 ( 東北大 ) 11 WO 3 WO 3-x WO 3-x substrate WO 3 substrate 300 WOx WO3 300 Recoil hydrogen yieled as prepared 460 K 10min Recoil hydrogen yield WO3 WOx as prepared 460 K 10min Chennel number Chennel number 水素は WO 3 層に蓄積し とくに表面側に WO 3 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

12 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 12 暴露前 (002) (020) (200) 単斜晶系 -WO 3 (JCPDS No ) a < b < c (7.30 < 7.54 < 7.69A ) 回折強度 [ a. u. ] 暴露後 c o a b a : 伸びる b : 縮む c : 伸びる 正方晶系 θ [ degree ] 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

13 研究テーマの詳細 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 )

14 D[cm 2 /s] 水素挙動基礎データ : 現在までの状況と来年度の予定 1E-4 1E-5 1E-6 T[K] D eff fitting D D(E.Serra,D 2 ) D eff (E.Serra,D 2 ) D(N.Dolinsky,D 2 ) /T[K -1 ] 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 F82H E u 1 D 2 2 E 2 = 0.37eV = 0.40eV 拡散係数 D 済 (H17-18) 済 (H20) 来年度 (H22) E 3 = 0.64eV 真空 表面 E = 0.50eV 4 再結合定数 Kr 済 (H20-21) 来年度 (H22) 今年度済 (H20-21) E D = 0.50eV E S = 0.17eV バルク 平衡定数 平衡定数 f 済 (H18-20) 今年度済 (H20-21) 来年度 (H22) T [K] 0.31eV f =.91exp kt /T [K -1 ] トラップ密度 Co 済 (H19-20) 実施中 (H20-22) 実施中 (H21-22) He 照射 H 照射 He 照射 トラップサイト数 [ cm -3 ] 照射量 [dpa] 捕捉重水素濃度 [ cm -3 ] 平衡定数 He 照射 0.5% F82H H 照射 0.04% 生成率 He + 照射量 [ cm -2 ] T[K] 高木 ( 京大 ) 0.90 ± 0.06[eV] f = 36.8 exp kt Recombination Coeff. ku [m -2 ] Temperature, T [K] Anderl ( 10-4 ) ion gun Present Work W-A1,A2 400 k u = 4.5x10-25 exp(-0.78ev/kt) m 4 s -1 plasma 重水素濃度 [10 20 cm -3 ] 照射 573K 測定 480K 照射前 0.8MeV 4 He - W cm /T[K -1 ] /T [K -1 ] 深さ [µm]

15 実験装置 : イオンビーム分析によるその場観察法 15 Accelerator 重水素透過流量 QMA 3 He p Al foil 重水素濃度 SSD TMP Heater Sample D Plasma D 2 Gas 未照射試料 照射試料 RF Thermocouple TMP 拡散係数 D + 再結合定数 Kr 捕捉サイト密度 C 0 + 平衡定数 f TRAPPED DEUTERIUM ( m -3 ) MeV 3 He, m -2 EXPERIMENT TRAPPED D TRIM CODE DISPLACEMENT ION NICKEL 523 K DEPTH (µm)

16 He 照射による重水素捕捉サイトの生成 H20 度実施 16 重水素濃度 [atoms/cm 3 ] 2x x10 21 照射前照射後 試料温度 :366K 照射イオン :800keV 4 He + 照射量 : cm -2 照射前 F82H 照射後 深さ [µm]

17 F82H におけるトラップエネルギー H21 度実施 17 フェライト鋼 F82H F82H Batman MANETⅡ Fe [ev] 拡散係数 This work タイムラグ法 [1] タイムラグ法 [1] タイムラグ法 [3] 拡散係数 電気化学法 [5] TDS[7] TDS[8] 電気化学法 [9] : 未照射 : 照射 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 TDS[10] [1]E.Serra et al,j.nucl.mater.245(1997) [3]K.S.Forcey et al,j.nucl.mater.240(1997) [5] 浅野滋他, 日本金属学会誌.38(1974) [7]W.Y.Choo et al,mettall.trans.a.13(1982) [8]S.M.Myers et al,j.appi.phys.53(1982) [9]A.J.Kumnick et al,acta Met.28(1980) [10]K.Ono et al,acta Met.40(1992)

18 H21 度実施 F82Hにおける捕捉サイト生成率 18 捕捉重水素濃度 [ cm -3 ] 試料温度 :366K 照射イオン :800keV 4 He + 照射量 : cm -2 損傷量 / 照射量 :186 捕捉サイトの生成率 ( 弾出損傷比 ) He + 照射量 [ cm -2 ]

19 He 照射した W における重水素の捕捉 H21 度実施 19 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 cm -2 深さ [µm]

20 W への 300 kev H - 照射損傷実験 20 上田 ( 阪大 ) 高木( 京大 ) タングステン試料プロフィール 応力除去材 10mm 10mm 1mm t 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~ H/m 2 温度 :<473K Pre-Annealing 昇温脱離測定 (TDS) 昇温速度 : 1K/s 最大温度 :1100K 熱処理昇温速度 :1K/s 加熱時間 :10h 深さ分布測定 (SIMS) イオン種 :5keVCs + 2 次イオン :H +, D - など 重水素注入エネルギー :1.0keV フルエンス :1.0~ D/m 2 温度 :473K Post-Annealing 350 (623K) ITER で計画されているベーキング温度 深さ分布測定 (NRA) イオン種 :1.7MeV 3 He + 反応 :D( 3 He,p) 4 He

21 Pre-annealing による照射欠陥の変化 21 熱処理条件 : 時間イオン照射条件 : フルエンス : D + /m 2 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

22 照射損傷 W に捕獲された重水素の脱離 における高温処理 熱処理 (10h):~90% が脱離 250 における高温処理 熱処理 (10h):~60% が脱離 1.0x10 27 Deuterium Concentration (D/m 3 ) 熱処理無し Depth (μm) Non Annealing (~1.1dpa) 10h Annealing (~1.1dpa) x10 27 Deuterium Concentration (D/m 3 ) 熱処理後 250 熱処理後 h Annealing (~1.35dpa) Depth (μm) 1.6 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 )

23 研究テーマの詳細 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 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 梶田 大野 ( 名大 )

25 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

26 高温高分解昇温脱離装置 He:4.003 D2: 通常QMS 高分解QMS MassNo CH MassNo LHDダイバータ板 堆積層を用いた予 備実験 Kまで昇温可能 - He, D2が分離可能 26

27 タングステンダスト形成過程 既報 ヘリウムプラズマ 照射 水素プラ ズマ照射 ヘリウムホール ダスト発生 Wナノファイバー構造 熱パルス 入射イオンエネル ギー依存性 表面温度依存性 27

28 溶融タングステンによる共堆積層 ダスト形成実験 28 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 モリブデン板 試料導入用 SUSターゲット タングステン棒材 タングステン棒材 Heプラズマ 照射 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 Heプラズマ タングステン試料 10mm 35mm 0.1mm 水冷台 タングステン板材

29 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

30 30 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 非照射面 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

31 研究テーマの詳細 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 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 33 JT-60U 壁タイル中のトリチウム蓄積 吉田 田辺 ( 九大 ) 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

34 JT-60U 黒鉛タイル中の T をポロイダル方向に測定 34 Open 型ダイバータ期 ( 91~ 96) 0 m Inboard 外側第一壁 2.5 m DD: ~6000 shot HH: ~700 shot W 型ダイバータ期 ( 97~ 04) W/m OFMC コードによる壁への T 入射分布 第一壁は Open 型 W 型での放電に暴露 1.3 m 0 m バッフル板 DD:~12000 shot HH: ~2000 shot W/m バッフル板は W 型での放電のみ暴露 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

35 バッフル板での T 入射 残留分布比較 m 0 m 1.3 m PSL Outboard Divertor 0 m PLS Intensity [a.u.] Scale [m] T 入射分布 [x10 11 T/mm 2 ] 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

36 第一壁での T 入射 残留分布比較 36 0 m Inboard PSL 0.5 m 1.0 m 2.5 m 1.5 m 2.0 m PSL intensity [PSL/mm 2 ] Scale [m] T 入射分布 [x10 11 T/mm 2 ] 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 Open 期に入射した T は 長期放電 (W 型 ) 中に除去

37 37 タングステン被覆タイル中の重水素蓄積 福本 仲野 (JAEA) 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 37

38 タングステン被覆タイルの重水素蓄積量 38 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 39 被覆タングステン中の重水素 炭素 D/C の深さ分布 表面 CFC タイル 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

40 プラズマ照射前後での炭素割合の比較 40 表面 CFC タイル 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

41 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 : t=6.0s ( 内側非接触 ) 41 仲野 (JAEA) 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) * K. Fujimoto, T. Nakano et al., Plasma Fusion Res. 4, 025 (2009). 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 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

42 研究テーマの詳細 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 )

43 グロー放電洗浄によるトリチウム除去基礎実験 グロー放電装置 Anode(Cu) Cathode (316L SS or W) QMS Plasma Sample Gas inlet 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 日野 ( 北大 ) :250~300 V 43 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 保持 脱離量 : 残留ガス分析 (RGA) 分圧の時間変化の積分

44 実験手順 (SS&W 壁 ) 44 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 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 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 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

45 9.0 W 壁の結果 1W での H 2 GD 及び D 2 GD 中の各分圧の時間変化 Partial Pressure(Pa) H 2 During glow discharge Partial Pressure(Pa) HD D 2 During glow discharge Partial Pressure(Pa) Time[s] H 2 GD 分圧の低下 H 2 の保持 H 保持量約 /cm H Time[s] 0.0 D 2 GD D の保持と H の脱離 D 保持量約 (4~5) /cm 2

46 2 水素同位体置換 (H 2 D 2 ) H 2 GD 後の D 2 GD 中の分圧変化 D 2 Partial Pressure(Pa) H 2 During glow discharge Partial Pressure(Pa) HD During glow Partial Pressure(Pa) H Time[s] 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 Time[s] 0.0 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

47 まとめ (W 壁 ) 47 1 水素同位体保持 2 水素同位体置換 保持量は SS の 2~4 倍 ( 粒界中にも捕捉 ) 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 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 (/cm 2 ) は SS の (2~3) 分の 1

48 A01 班の現状と今後の課題 (1) 48 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) 49 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) 50 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

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