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Surface analysis for the TFTR Armor tile exposed to D-T plasmas using nuclear technique

原子核工学的技術を用いたD-Tプラズマに曝されたTFTRアーマータイル表面分析

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 近藤 恵太郎; Verzilov, Y.*; 佐藤 聡; 山内 通則; 西 正孝; Gentile, C. A.*; Skinner, C. H.*; 西谷 健夫

Kubota, Naoyoshi; Ochiai, Kentaro; Kutsukake, Chuzo; Hayashi, Takao; Shu, Wataru; Kondo, Keitaro; Verzilov, Y.*; Sato, Satoshi; Yamauchi, Michinori; Nishi, Masataka; Gentile, C. A.*; Skinner, C. H.*; Nishitani, Takeo

核融合炉におけるプラズマ対向壁表面の粒子挙動は、プラズマ制御や燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においてはトリチウムインベントリ評価のうえでも重要となる。本研究では、イオンビーム核反応分析法,イメージングプレート法,燃焼法及び放射化分析法を用いて、DT放電実験で使用したTFTRプラズマ対向壁に保持されている水素同位体,リチウム同位体及び不純物の定量分析結果について報告する。トリチウムと重水素では深さ分布が異なることがわかり、トリチウムの多くは表面に保持されていることがわかった。また、リチウムについてはリチウム-6が多く、これは、リチウムコンディショニングの際、リチウム-6濃縮ペレットも使用されているためであると考えられる。さらに、その他の不純物の分析を行ったが、有意な量は検出されなかった。これらの実機対向壁表面分析によって、プラズマ制御やインベントリー評価にとって重要な元素分布や保持量を明らかにすることができた。特に、トリチウムは対向材深部へ拡散せず、表面付近に保持されており、これはトリチウム除去の点でよい見通しを与えるものである。

Fuel and impurity particles show complicated behavior on the surface of plasma facing components (PFC) in fusion devices. The study is important for the design of the fuel recycling, safety management of the tritium inventory, etc. Quantitative measurements of hydrogen and lithium isotopes together with other impurities on the PFC surface exposed to D-T plasmas in TFTR were performed using the deuteron-induced nuclear reaction analysis, imaging plate method, full combustion method and activation analysis. The tritium depth profile was different from deuterium one. The surface tritium largely contributed to the whole tritium in the sample. On the other hand, the retained amount of lithium-6 was lager than that of lithium-7. This relates to the injection of enriched lithium-6 pellets in some campaigns. No other impurities were detected. So the large amount of tritium remained near the surface and did not diffuse more deeply, which gives a bright prospect for tritium safety.

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