Tritium recovery from co-deposited layers using 193-nm laser

193nmレーザーによる共堆積層からのトリチウム回収

洲 亘; 川久保 幸雄*; 西 正孝

Shu, Wataru; Kawakubo, Yukio*; Nishi, Masataka

炭素系プラズマ対向タイルを用いた核融合装置では、水素同位体を含むカーボン共堆積層がタイル上に形成されることが知られている。トリチウムと重水素を燃料とする核融合炉では炉内トリチウムインベントリーの低減が安全上重要であるが、共堆積層中に多量のトリチウムが捕捉されうることが指摘されている。共堆積層からのトリチウム回収技術開発の一環として波長193nmのArFレーザー照射研究開発を行い、0.1J/cmのエネルギー密度のレーザーで共堆積層を照射した場合には、トリチウムの放出速度は照射の初期でピークに達し、表面のトリチウムが速やかに除去されることを実証した。また、トリチウムは元素状分子で放出されることを見出したが、これはその後のトリチウム処理が容易にできることを示唆するものである。次に高いエネルギー密度のレーザービームで共堆積層を照射し、アブレーションによる共堆積層自体の除去実験を行った。共堆積層の除去率はアブレーションの閾値(1.0J/cm)より低いエネルギー密度では非常に小さいが、閾値を超えるとエネルギー密度と共に増大し、7.6J/cmでは1.1m/pulse に達した。さらに、照射中の表面温度を測定し、0.5J/cm のエネルギー密度の場合、照射の初期には3570Kに達するが、照射の進行とともに低下し、1000パルス目には2550K程度にまで下がることを見出した。

Recovery of tritium from co-deposited layers formed in TFTR deuterium-tritium plasma operations was investigated by the use of an ArF excimer laser operating at the wavelength of 193 nm. At the laser energy density of 0.1 J/cm, a transient spike of tritium release rate was observed at initial irradiation. Hydrogen isotopes were released in the forms of hydrogen isotope molecules during the laser irradiation in vacuum, suggesting tritium can be recovered readily from the released gases. In a second experiment, hydrogen (tritium) recovery from the co-deposited layers on JT-60 tiles was investigated by laser ablation with focused beam of the excimer laser. The removal rate of the co-deposited layers was low when the laser energy density was smaller than the ablation threshold (1.0 J/cm), but reached to 1.1 m/pulse at the laser energy density of 7.6 J/cm. The temperature on the surface during the irradiation was measured on the basis of Planck's law of radiation, and the maximum temperature at the laser energy density of 0.5 J/cm decreased from 3570 K at the initial irradiation to 2550 K at 1000th pulse of the irradiation.