プラズマ対向壁としての材料

First wall and divertor materials as plasma facing components

鈴木 哲

Suzuki, Satoshi

核融合炉-主としてITER-における炉壁をプラズマ対向材及びその開発という観点から解説する。ダイバータでは、CFC材がインボード側及びアウトボード側垂直ターゲットの下部の表面材料として採用されており、その他の部分はすべてタングステンが採用されている。この理由としては、垂直ターゲットの下部における熱流束が非定常時において最大20MW/mに達し、より高熱伝導性の材料の採用が望ましいためである。ITERでは常温における熱伝導率が純銅を超えるような高熱伝導性のCFC材料を開発して採用している。一方、ダイバータの他の部分に入射する熱流束は5MW/m以下であり、スパッタリングによる損耗が、表面材料の損耗の主因となる。したがって、タングステンのようにスパッタリング率の低い材料が好適である。また、第1壁は炉壁全面の約80%を占めるため、その表面材料にはプラズマとの適合性が強く求められる。また、第1壁への熱流束はプラズマからの放射熱が主であるため、ITERでは第1壁の表面材料として、粒子負荷等によるスパッタリングによってプラズマへ表面材料粒子が混入しても、プラズマへの影響が小さい低原子番号材料であるとともに、酸素不純物を低減する性質を有するベリリウムが採用されている。

Selection and the development of plasma facing materials for fusion devices, mainly ITER, are presented. For the divertor, CFC (Carbon fiber reinforced carbon composite) materials are utilized as plasma facing materials in the lower part of vertical targets in ITER. Since the design maximum heat flux to the vertical targets is 20 MW/m, CFC materials, which have higher thermal conductivity than pure copper, are preferable from a heat removal point of view. On the other hand, a plasma facing material of a dome and a liner is tungsten because tungsten has low sputtering yield and has relatively high thermal conductivity among metals. First wall covers 80% of the plasma facing area of ITER. The plasma facing material of the first wall should have good compatibility with plasma. Therefore, beryllium is utilized as a plasma facing material from the low contamination and the minimization of the oxygen impurity to the plasma points of view.