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
計画班 A 炉内へのトリチウム (T) の蓄積と除去 2 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 公募 : 燃焼継続のための D/T 比の制御 C班へ再堆積B固体 ガス イオン 燃料供給 10 14 Bq/s D T 1~9 x 10 13 Bq/s T 水 ガスT 有機 T He 燃料排気 排気ガス種とその量の評価 プラズマ T 燃焼 W 損耗 内部蓄積 <~10 17 Bq T 蓄積量の評価除去法の開発 W D He 炉壁 注入と損傷 n T 漏洩 10 6~10 Bq/s B C班へ透過 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 ) 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
炉内トリチウム研究の背景 3 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
炉内複雑環境について 4 ITER の壁材料 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
複合的照射環境がトリチウム挙動に与える影響 5 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 )
A01 班計画研究のテーマ 6 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吸蔵への影響 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
研究活動の紹介 (A01 班 ) 7 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
研究活動の紹介 (A01 班 ) 8 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
定常高粒子束イオンビーム照射装置 (HiFIT) 9 大阪大学 Osaka University
HiFIT 装置の特徴 10 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) :H 3 (70%H), H 2 (20%H),H(10%H) (Typical) C : CH x+, C 2 H y 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
イオン質量スペクトル 11 Intensity [a.u.] 10 1 0.1 0.01 With Graphite Plate H 3 + H 2 + H + H =3mtorr 2 Microwave power : 2.5 kw CH x + H x O + C :0.91 % O:0.08 % C H + 2 x C 3 H x + Intensity [a.u.] 10 1 0.1 0.01 Without Graphite Plate H =3mtorr 2 Microwave power : 2.5 kw C :0.06 % O:0.02 % C layer 0.001 0 5 10 15 20 25 30 35 40 M/e [a.m.u] + H 3 + H 2 H + + CH x Ion Species Ratio Particle Ratio 54.4 % 21.2 % 71.6 %(0.3keV H ) 18.6 %(0.5keV H ) 22.3 % 9.7% (1.0keV H ) 1.51 % 0.64 %(~1.0keV C ) 0.001 0 5 10 15 20 25 30 35 40 M/e [a.m.u.] Carbon impurity ions appeared as hydrocarbon ions such as CH x+ and C 2 H x+. C 2 H x + 0.34 % 0.27%(~0.5keV C ) H x O + 0.19 % 0.08%(~1.0keV O ) Osaka University
水素 炭素混合ビーム照射による W のブリスタリング 12 C concentration in H beam increases W C layer No blisters Formation of blisters Beam irradiation area Carbon deposition (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 Beam Energy: 1keV H 3+, Flux : (3-4)x10 20 Hm -2 s -1 Temperature : 653 K Osaka University
ブリスタリング発生のメカニズム 13 H 表面層への水素注入 ( 数 nm~20 nm) 粒界で水素が蓄積 粒界に亀裂 ブリスタの断面 (K ドープ W) > 1 µm ドーム型ブリスタ 結晶粒放出 Osaka University
W への水素 炭素混合イオン照射による混合層形成 14 C: 0.84 % in Beam C: 0.11 % in Beam 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) H diffusion leading to blistering Less H diffusion No blistering 1keV H (mixture of H +,H 2+,H 3+ ) T = 653 K
炭素 タングステン混合層の温度依存性 15 C:~0.8%, Fluence : (4-6) x 10 24 m -2 100 653 K 1 913 K 2 1000 K 3 1050 K 4 Atomic Concentration (%) 80 60 40 20 0 Tungsten Carbon (total) Carbon (WC) 0 10 20 30 40 50 0 10 20 30 4 Depth [nm] Oxygen Tungsten Carbon (total) Carbon (WC) Depth [nm] Oxygen 0 10 Oxygen Tungsten 20 30 Depth (nm) Carbon (total) Carbon (WC) 40 50 0 10 Tungsten Oxygen Carbon (total) Carbon (WC) 20 30 Depth (nm) 40 5 グラファイトで存在する炭素 WC で存在する炭素 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. Roth et al., Nucl. Fusion 36 (1996) 1647.
ブリスタリングへのヘリウム同時照射影響 16 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
ブリスタリングへの He エネルギーの影響 17 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 Tungsten (a) (b) (c) ブリスタ発生 (b) ブリスタ抑制 (C) He のエネルギーが水素同位体挙動に大きな影響 Osaka University
混合イオン (H(D) + C + He) 照射研究計画 18 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 ~10 20 m -2 s -1 (2) 数 10eV 10 22 ~10 23 m -2 s -1 Osaka University
研究活動の紹介 (A01 班 ) 19 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 トラップ無し入射量 F 拡散係数 D 高木 ( 京大 ) による 濃度 C 再放出量 R 蓄積量トラップ有り濃度 Ct 再結合定数 Kr ( 固溶 T) 厚み L 濃度 C トラップ密度 Co 平衡定数 f 透過量 J 蓄積量 ( 捕捉 T) ( 固溶 T) 濃度 C t
実験方法 : イオンビーム分析によるその場観察法 Accelerator 高木 ( 京大 ) による 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 Thermocouple TMP RF 未照射試料 照射試料 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 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
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 Deuterium (x10 3 counts) Displacement (dpa) 1.4 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 5 4 3 2 1 W with radiation damage (300 kev H - ) 2.5 Deuterium (x10 3 counts) 2.0 1.5 1.0 0.5 300 kev H - D の注入温度 :473K フルエンス :5x10 23 m -2 最表面の拡大図 0.0 0 20 40 60 80 100 Depth (nm) W with no radiation damage W with radiation damage (700 kev H - ) 700 kev H - 照射損傷 :300 kev H - 22 700 kev H - (MTF 装置 JAEA) イオン注入 :1 kev D 3 + SIMS NRA による重水素分布測定 0 0 1 2 Depth (μm) 3 4 5 Osaka University
照射損傷の深さによる W ブリスタリングへの影響 23 (a) 0dpa (b) 300 kev, 3.7 dpa T=473 K (c) 700 kev, 3.5dpa ( 浅い ) 照射損傷深さ ( 深い ) 20μm Osaka University 20μm 20μm Energy : 1 kev H 3+ (main component) Flux : ~2 x 10 20 m -2 s -1 Fluence:~7 x 10 24 m -2 C : ~ 0.9% Number of Blisters (mm -2 ) 10 4 10 3 10 2 0 dpa damaged by 300 kev H - 10 1 damaged by 700 kev H - 10 0 1 10 100 Blister Size (μm)
ブリスタリング抑制のメカニズム 24 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
照射損傷を持つタングステン中の重水素深さ分布 25 1.0 Temp.: 200 Damage: 4.7~4.8dpa 5 イオン注入 :1 kev D 3 + Deuterium Concentration (x10 27 D/m 3 ) 0.8 0.6 0.4 0.2 Damage Distribution 300 kev H - 1% retention 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 4 3 2 1 Damage (dpa) ITER: 400s x 10,000 shots x 0.5 MW/m 2 (neutron) 0.06 MW year/m 2 ~0.6 dpa 0.0 0.0 0.5 1.0 1.5 Depth (μm) 2.0 0 2.5 Osaka University
研究活動の紹介 (A01 班 ) 26 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
大野 ( 名大 ) による 27
28 大野 ( 名大 ) による 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
研究活動の紹介 (A01 班 ) 29 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
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). 13 CH 4 puffing hole Flux surface W div. exp. P-8 section Flux surface Normal exp. 30 W Osaka University
タングステンの再堆積分布測定 インナーダイバータ アウターウイング W 31 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 13 C W 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 )
水素同位体総量 (x10 22 atoms/m 2 ) ポロイダル方向分布とダイバータ領域との比較 32 ポロイダル方向も蓄積量は不均一 ダイバータ領域の方が蓄積量大 P-15 ポロイダル断面図 15Je6 15Id1 15Ga1 15Ek1 A B ダイバータ 田辺 ( 九大 ) による 炉内蓄積量予測は第一壁領域の結果も考慮すべき 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
TEXTOR トカマク装置によるテストリミター実験 33 W ルーフリミター ( 部分加熱型 ) ルーフリミター ( ストライプ型 ) テストリミター実験のセットアップ Osaka University
W 上の C 再堆積現象の基板温度効果 34 520 ~ 600 ºC 240~290 ºC 770 ~ 930 ºC 280~340 ºC No deposition on the heated sample. Deposition by edge plasma exposure No deposition on the heated sample. Deposition by edge plasma exposure Deposition due to desorbed gas (probably from graphite bond at TC) Osaka University
Cイオン種の違いによる材料混合への影響 プラズマ炭素イオンの 堆積と混合 W板 560 に堆積し ない T 850 T 310 堆積層が化学スパッタリ ングで再損耗 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 NRA測定 3He 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 35 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 Osaka University
研究活動の紹介 (A01 班 ) 36 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
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 レーザー照射による水素同位体除去 田辺 ( 九大 ) による 37
Ar グロー放電による He と H の吸蔵量低減 Discharge time:2h Pressure:1.5~8Pa Liner temp. :RT Heater SG Orifice (0.1 mm φ) ) QMS To Pump Voltage Glow discharge apparatus Liner (316LSS) Anode (Cu) Orifice (2 mm φ) DC Power Supply Material Probe MFC MFC MF C H2 He Ar To Pump 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 日野 ( 北大 ) による 38
Experimental sequence 日野 ( 北大 ) による 39 H 2 H retention He He retention Ar Comparison He Ar H desorption H desorption He desorption Ar retention He retention Ar retention (RGA) Partial pressure drop Retention in wall Partial pressure rise Desorption from wall
日野 ( 北大 ) による 40 He desorption spectrum after Ar plasma (TDS) Desorption rate (10 13 molec./cm 2 /s) 1.2 0.8 0.4 He glow discharge only 0.0 200 400 600 800 1000 1200 Temperature (K) Ar glow discharge after He glow RT~1273K 0.5K/s He in low temp. regime desorbed by Ar glow
Summary H desorption Ar glow 36%(He glow:75%) 日野 ( 北大 ) による (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) Ar plasma is useful for He reduction Ar retention is negligible small (No blisters and shallow depth) Ar plasma : Effective for reduction of H and He retention 41
まとめに代えて 42 ; 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