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Tritium permeation evaluation through vertical target of divertor based on recent tritium transport properties

トリチウム輸送物性値の新知見に基づくダイバータ垂直ターゲットからのトリチウム透過評価

中村 博文; 西 正孝

Nakamura, Hirofumi; Nishi, Masataka

ITERダイバータ部におけるトリチウムの冷却水への透過量の再評価を行った。本評価は、ITERの設計緒元を用い、著者らが近年の実験研究で得てきたタングステンや銅における水素同位体の輸送物性値(拡散係数,トラップ因子,表面再結合係数等)を用いて行ったものである。比較のためにこれまでの評価で用いられてきたタングステンや銅等の輸送物性値を用いた評価も同様に実施した。ダイバータは、アーマ材領域とアーマ材が存在しないスリット領域に分類し、それぞれの領域について評価した。解析の結果、著者らの新知見に基づくトリチウム透過の評価値は、従来の輸送物性値の報告値を使用した結果よりもダイバータ供用期間末期において1桁以上低い値となった。また、新知見によるトリチウム透過はダイバータタイルのスリット領域からの透過が支配的となる可能性を見いだした。このような冷却水への少ないトリチウム透過量は、冷却水の直接排水の可能性をも示唆するように、現行のITERの運転期間中におけるダイバータ冷却水中トリチウム濃度の評価値が十分な安全裕度を有していることを確認するものである。

Re-evaluation of tritium permeation through vertical target of divertor under the ITER operation condition was carried out using tritium transport properties in the candidate materials such as the diffusion coefficient and the trapping factors in tungsten for armor, and the surface recombination coefficient on copper for the heat sink obtained by authors' recent investigation (authors' data), which simulated the plasma-facing conditions of ITER. Evaluation with the data set of previous evaluation was also carried out for comparison (previous data). The permeation analysis was carried out individually by classifying into the armor region (Carbon Fiber Composites and tungsten) and the slit region without armor (3% of armor surface area) assuming the incident flux and temperature for each region. As the results of the permeation analysis, estimated permeation amount with the authors' data was one order less than that with the previous data at the end of lifetime of the divertor due to authors' small diffusion coefficient of tritium in tungsten. It also indicated the possibility that permeation through the slit region of the armor tiles could dominate total permeation through the vertical target, since tritium permeation amount through tungsten armor with the authors' data was estimated to be reduced drastically smaller than that with the previous evaluation data. The result of a little tritium permeation amount through the vertical target with the authors' data ensured the conservatism of the current evaluation of tritium concentration in the primary cooling water in ITER divertor, as it indicated the possibility of direct drainage of the divertor primary cooling water.

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