プラズマ対向材料におけるトリチウム研究

Study of tritium behavior in plasma facing materials

奥野 健二; 大平 茂; 林 巧

Okuno, Kenji; Ohira, Shigeru; Hayashi, Takumi

核融合炉において燃料循環系から失われたプラズマ対向機器中に滞留・蓄積するトリチウム、あるいはプラズマ対向材料を透過し冷却材中に移行するトリチウム量を評価することは、核融合炉の安全性を評価する上で重要であるが、この量は当然材料の選択に依存している。ここではITERにおいて候補にあげられているプラズマ対向材料を中心としてトリチウムの滞留量及び透過量の評価について紹介した。一般にプラズマ材料相互作用により材料中に滞留・透過するトリチウムの量はガス材料相互作用によるものより大きい。しかしこの量を正確に推定・評価することは拡散、溶解、表面再結合等のデータがばらついていることから難しく、現在でも正確な評価値を得るための様々な研究開発が行われている。

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