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) 平成 20 年度特定領域 核融合トリチウム 成果報告会平成 21 年 3 月 5 日 -6 日
炉内トリチウム研究の背景 2 炉内のトリチウム蓄積量は安全性の観点から制限 (700g :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 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 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
A01 班計画研究のテーマ 3 炉内トリチウム蓄積やその除去に関する基礎研究 1 2 3 4 5 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
共同研究者 ( 研究分担者 ) の役割 4 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
各研究テーマの詳細 1 5 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 ) 現状 : 温度依存性初期データ取得 ( 第一壁条件 ) 透過実験装置 ( 第一壁条件 ) 整備済 透過実験 ( 今後の研究 ) 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 割合依存性初期データ取得 ( ダイバータ条件 第一壁条件 ) 透過実験 ( 今後の研究 ) 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 ( 今後の研究 ) 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 : 来年度より実験 第一壁条件 : 数 100eV ~10 20 m -2 s -1 ダイバータ条件 : 数 10eV 10 22 ~10 23 m -2 s -1
炉内複雑環境について 6 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 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~) ITER の壁材料 複数イオン同時照射環境下での水素同位体挙動の研究が重要
複合的照射環境がトリチウム挙動に与える影響 7 損耗 w Ne, Ar O D T He C, Be 堆積層 W T T T T T T 拡散障壁 n 混合層 ( カスケード混合 ) T ヘリウムバブル 混合層 ( 拡散混合 ) 照射損傷 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 )
ブリスタリングへのヘリウム同時照射影響 8 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 753 K 653 K Energy :1 kev H 3 + Carbon :~0.8% Fluence :~7.5 x 10 24 m -2 500 µm 500 µm 500 µm 500 µm 473 K 20 µm 20 µm 20 µm He : 0.1% He : 0% Osaka University
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TITAN Task 1-1 Workshop He > Low D-retention at 573 K. 10 Pure D 2 plasma ~ 5 x10 25 m -2 SRWM-3b D 2 Temperature (C) 500 1000 1500 SRWM-4b D 2 -He(20%) Temperature (C) 500 1000 1500 D 2 He plasma ~ 5 x10 25 m -2 He (Torr) D 2 (Torr) He (Torr) D 2 (Torr) Γ D ~ 1 x10 22 m -2 s -1 T s ~ 573 K E i ~ 60 ev Partial Pressure (Torr) 10-11 10-10 10-9 10-8 500 1000 1500 2000 2500 3000 500 1000 1500 2000 2500 3000 Time (s) Γ D ~ 1 x10 22 m -2 s -1 T s ~ 573 K E i ~ 50 ev n He+ /n e ~ 20 %
定常高粒子束イオンビーム照射装置 (HiFIT) 11 外部磁場形成コイル 60 照射部 プラズマ拡散チャンバー マイクロ波 (2.45GHz) ガス導入ポート 四重極質量分析器 ターボ分子ポンプ 3 枚球面電極 石英ロッド 標準リークフルレンジ真空計 赤外線ヒーター Flux:~10 20 m -2, Energy: 0.1~3 kev ブランケット第一壁条件 透過実験装置 イオン混合照射 (D + C D + He) 下での 壁材料 ( 主にW) 中の重水素透過実験用装置
C イオン種の違いによる材料混合への影響 12 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 (CO) 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 Gas puff position NRA 測定 ( 3 He イオンビーム ) Osaka University
C 堆積量と D 蓄積量の温度依存性 13 50 0.6 80 0.6 原子密度 (10 16 at/cm 2 ) 40 30 20 10 0 280 D 320 C D/C 360 温度 ( ) 400 0.5 0.4 0.3 0.2 0.1 0.0 440 D/C 原子密度 (x10 16 at/cm 2 ) 60 40 20 0 400 C D/C D 500 600 温度 ( ) 700 0.5 0.4 0.3 0.2 0.1 0.0 ビームエネルギー ; 150eV フラックス ; 1.3 10 20 /m 2 sec 照射時間 ; 6600 秒炭素濃度 ; 6.4% Y C D (10-2 ) 360 6 4 2 0 200 300 400 500 温度 ( ) 炭素材のスパッタリング率の温度依存性 (Roth (1996)) 150 ev D 600 700 620 炭素堆積層形成と化学スパッタリング率の温度依存性は相関がある
既存データとの比較 14 H/C D/C 1. マグネトロンスパッタリング による Si 上への共堆積層 (D/C) (Alimov らによる ) ~0.28 2. メタンビームの照射 ~15eV (Von Kuedell らによる ) 本実験結果 炭素濃度 :6.4~6.9% エネルギー :150eV 0.05~0.1 0 100 200 300 400 500 600 700 温度 ( ) 1Alimov V.Kh. 2004 Phys.Scr.T 108 46 2Von keudell A./ Moller W. and Hyty R.1993 Appl.Phys 62 937
研究テーマの詳細 2 15 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 ( 実施中 ) W( 実施中 ) 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 : 初期データ取得済 dpa 依存性研究中 タングステンイオン(~300 kev) による照射損傷 (dpa 温度 D 照射量 ) 現状 : 初期実験開始
金属中のトリチウム蓄積量評価に必要なパラメータ トラップ無し 入射量 F 拡散係数 D 高木 ( 京大 ) より 濃度 C 再放出量 R 蓄積量トラップ有り濃度 Ct 蓄積量 再結合定数 Kr ( 固溶 T) 厚み L ( 捕捉 T) 濃度 C トラップ密度 Co 平衡定数 f ( 固溶 T) 濃度 C t 透過量 J
高木 京大 より
高エネルギーイオンによる照射損傷実験 (W)( 18 照射損傷形成実験 エネルギー :300, 700 kev H - パルス幅 :~1 sec (60 sec に1 回の照射 ) 試料温度 :473 K 以下 重水素注入実験 エネルギー :1 kev (D +, D 2+, D 3+ ) 照射量 : 5.0 x 10 23-1.6 x 10 25 D + /m 2 タングステン試料 試料温度 :473 K 焼結圧延材 (99.99 at.%) 二次イオン質量分析法 (SIMS) 一次イオン :5 kev Cs + 二次イオン :D - 核反応法 (NRA) で絶対校正 0.01 μm 以下の鏡面研磨 昇温脱離測定 (TDS) 昇温速度 :1 K/s 昇温範囲 :R.T. ~ 1100 K
W 中の重水素重水素および軽水素密度の変化 19 D Concentration (x10 27 D/m 3 ) 1.4 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 重水素密度の変化 Displacement 1.6 x 10 25 D + /m 2 8.0 x 10 24 D + /m 2 5.0 x 10 24 D + /m 2 2.0 x 10 24 D + /m 2 5.0 x 10 23 D + /m 2 5 4 3 2 1 Displacement (dpa) Intensity Ratio of 1 H/ 184 W 60 50 40 30 20 10 軽水素密度の変化 5.0 x 10 23 D + /m 2 2.0 x 10 24 D + /m 2 5.0 x 10 24 D + /m 2 8.0 x 10 24 D + /m 2 0.0 0.0 0.5 1.0 1.5 Depth (μm) 2.0 0 2.5 0 0.0 0.5 1.0 1.5 Depth (μm) 2.0 2.5 D D D D D DH DH DH DH DH D D D D D D D DH DH DH DH DH D D D D D D D DH DH DH DH DH 捕獲サイトが空いている場合 ( 表面付近 ) 捕獲サイトがHで埋まっている場合 (~1µm 付近 )
得られたデータの位置づけ 20 一次はじき出し原子の最大エネルギー ( タングステンの場合 ) Trap Deinsity (at.%) 10 6 4 0.1 5.5 MeV > 0.3 MeV > 6.5 kev 2 1 6 4 2 6 4 2 12 MeV Si + 照射 14 MeV n 照射 300 kev H - 照射 12 MeV Si + Wampler et al. 300 kev H - This study 1 dpa for first wall at end of life in ITER 0.01 0.001 0.01 0.1 1 10 Displacement (dpa) Si 照射による捕獲サイトの密度と同程度のオーダー 14 MeV 中性子でも生成率には大きな違いがない可能性を示唆 * W.R. Wampler et al., The effect of displacement damage on deuterium retention in plasma-expose tungsten, 9th International Workshop on Hydrogen Isotopes in Fusion Reactor Materials, Salamanca, Spain (2008).
ITER 第一壁タングステンへのトリチウム蓄積 21 計算仮定 捕獲サイトの生成率 : 1.4 %/dpa 捕獲エネルギー : 1.69, 2.08 ev (7:3) 温度 : 473 K 粒子束 : 5x10 20 (D+T)/m 2 s 面積 : 700 m 2 厚さ : 1 cm Retained Amount (T-atoms) 10 27 10 26 10 25 10 24 10 23 中性子の照射損傷により約 1 桁蓄積量が増加 Number of 400s ITER Discharges 25 250 2500 25000 700 g T limit Neutron Irradiation Roth et al. 10 2 10 3 10 4 10 5 10 6 10 7 Time (s) ITER の運転が終了 J. Roth et al. 22 nd IAEA Fusion Energy Conference
研究テーマの詳細 3 22 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 ( ほぼ済 ) 他テーマ ( 研究中 ) 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 ( ほぼ済 ) パルス熱負荷効果 ( 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 ( ほぼ済 ) 蓄積量測定 ( 今後の研究 )
大野 ( 名大 ) より 23
研究テーマの詳細 4 24 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 ( 今後の研究 ) 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 : プラズマ対向面 ( ほぼ済み ) タイルギャップやリモート領域での堆積 現状 : タイル分析 ( 実験中 ) 3. タングステンの損耗 輸送 再堆積 ( 炭素と共堆積 ) 現状 : 再堆積分布測定実験 ( 研究中 ) 炭素 タングステン再堆積層中の D 蓄積 ( 今後の研究 )
JT-60Uの30 秒 Hモード放電における粒子バランスより求めた容器内重水素リテンション ( 粒子バランス :Φ wall = Φ gas + Φ NB Φ pump ) 仲野 (JAEA) より Wall retention / pulse ( 10 23 particles ) CD intensity ( 10 18 ph / sr m 2 s ) 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 4 3 2 1 0 49855 13 CH 4 injected n e / n GW e ~0.55 n e / n GW e ~0.7 n e / n GW e ~0.8 49860 49865 49870 49875 Shot # 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 49880 Wall retention ( 10 24 particles ) 低密度放電 (n e /n e GW ~0.55): 1 ショットあたりのリテンションはショット毎に減少して一定値に ( ショット間に放出される量を考慮すればほぼゼロになる よって飽和状態に近い ) 高密度放電 (n e /n e GW ~0.7): 飽和状態であったにもかかわらずリテンションが増加 同時にダイバータでの CD 発光強度も増加 => 化学スパッタリングで発生した炭素と水素の供堆積が再びリテンションを増加させたことを示唆 高密度放電 (n e /n GW e ~0.7) では ダイバータより 13 CH 4 を入射今後 取り出したタイル上の 13 C 堆積層中に含まれる重水素数を測定し 粒子バランスより求めた重水素リテンションと比較して 化学スパッタリングのリテンションに対する効果を定量的に明らかにしてゆく予定 25
研究テーマの詳細 5 26 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 ( ほぼ済み ) 炭素及びタングステンでの実験 ( 今後の研究 ) 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 : 予備実験のみ ( 今後の研究 )
27 今年度の結果 日野 ( 北大 ) より ( グロー放電洗浄 ) Glow discharge apparatus
(1)D グロー放電による H リテンションの低減 H 2 放電後 D 2 放電を実施 2 時間で約 90% を除去 日野 ( 北大 ) より 分圧 [ Pa] (3.4x10 16 H/cm 2, 4.6x10 16 D/cm 2, Removal ratio:86%) H2グロー放電 (H2) 8.0 7.0 6.0 5.0 4.0 3.0 2.0 1.0 0.0 分圧 [ Pa] During glow discharge H 2 D2グロー放電 8.0 0 2000 4000 6000 Time[s] D2 discharge well removes H retention! 6.0 4.0 2.0 0.0 D 2 During D 2 glow discharge HD 0 2000 4000 6000 Time[s] 28 2.0 1.5 1.0 0.5 0.0 分圧 [ Pa]
Preliminary 日野 ( 北大 ) より (4)D2 放電後 He 放電で D 除去 H 除去まで含めると 45% 減 1.2E-04 8.0E-05 信号値 4.0E-05 D2グロー放電 (HR-QMS) During glow discharge HD D 2 8.E-05 6.E-05 4.E-05 信号値 7.5E-06 6.0E-06 4.5E-06 3.0E-06 2.E-05 1.5E-06 Heグロー放電 (HR-QMS) During glow discharge HD He H 2 1.8E-06 1.2E-06 6.0E-07 0.0E+00 H 2 0 2000 4000 6000 Time[s] 0.E+00 D 2 0.0E+00 10500 12500 14500 16500 Time[s] 0.0E+00 He discharge well reduces D retention! 29
A01 班の活動の総括 1 30 1 2 3 イオン同時照射環境における水素同位体蓄積 透過挙動 主要な機器整備はほぼ終了( 透過実験装置 混合成膜装置 ) 重要なパラメータ( 温度 エネルギー ) 依存性の初期データ取得 課題: 詳細なデータ取得 必要なデータベースの構築 照射損傷が水素同位体挙動に与える影響 初期データの取得と暫定的なT 蓄積量評価 課題: 詳細なデータ取得 基礎係数の決定 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 ) ダスト形成( 炭素 タングステン ) 機構の理解 課題: パルス熱負荷の影響評価 重水素蓄積量データの取得
A01 班の活動の総括 2 31 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 ) グローバルな粒子バランス 炭素の分光データ取得 主な堆積層中の水素同位体蓄積量データ取得 タングステン堆積分布初期データ取得 課題 : タイル中の蓄積量分析とグローバル粒子バランスの対応性評価 詳細な重水素蓄積量評価 ( リモートエリア ) 5 再堆積層中の水素同位体除去 グロー放電洗浄データ取得 (SS) 課題 : グロー放電洗浄データ ( 炭素 タングステン ) 取得 同位体交換基礎データ取得 T 蓄積量評価手法の確立へ向けての課題 シミュレーションとの対応性検討 T 評価モデルの構築