Tritium retention of plasma facing components in tokamaks

トカマク実験装置のプラズマ対向壁におけるトリチウム蓄積

田辺 哲朗*; Bekris, N.*; Coad, P.*; Skinner, C. H.*; Glugla, M.*; 宮 直之

Tanabe, Tetsuo*; Bekris, N.*; Coad, P.*; Skinner, C. H.*; Glugla, M.*; Miya, Naoyuki

近年JET、TFTR及びJT-60でのプラズマ対向材料中のトリチウム測定が種々の測定技法により系統的に調べられた。これらの結果は同じ装置に対する以前の結果とはおおむね一致しているが、水素リテンションの挙動については装置の種類による差があり、必ずしも同じ結果を示していない。そこで、これまで蓄積された炭素-水素化学特性の知識を基に異なる装置間でのトリチウムリテンション挙動を比較した。この目的には、トリチウムの平面分布が極簡単に図れ、また異なる装置間での直接比較することができるトリチウムイメージングプレート技術を適用した。この論文ではまず現在までに知り得ている炭素-水素化学特性を述べ、次ぎにトカマク装置における水素(トリチウム)挙動について詳細に述べるとに、TEXTOR,TFTR,JT-60U及びJETにおいてイメージングプレートにより測定したトリチウムリテンション研究の最近の結果について簡潔にまとめた。これらの結果から、炭素系第一壁を使用したDT反応炉におけるトリチウムリテンションについて、特にトリチウムインベントリの低減化の観点から述べ、最後に対向表面を800K以上の高温状態とした運転について提案する。

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