高密度・低エネルギー重水素プラズマに曝露したタングステンの表面トリチウム濃度分布

Tritium concentration in tungsten surface exposed to low-energy, high-flux D plasma

磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*

Isobe, Kanetsugu; Alimov, V. Kh.*; Yamanishi, Toshihiko; Torikai, Yuji*

核融合炉では、真空容器内のトリチウム保持量の制限やプラズマへの不純物混入を防ぐ観点から、プラズマ対抗壁候補材のタングステンとプラズマとの相互作用が重要な課題の一つとなっている。タングステンにプラズマを照射すると表面にこぶ状の膨らみが生じ、トリチウム保持量が増加することが知られているが、プラズマ照射により表面構造が変化し保持量の増加をもたらす可能性も指摘されている。そこで、低エネルギーで高密度の重水素プラズマで照射したタングステンを作製し、トリチウムガスに曝露することでプラズマ照射により変化したタングステン表面の水素濃度を測定した。その結果、プラズマ照射によりタングステン表面に補足されたトリチウム濃度が増加し、その濃度は未照射の試料と比べ2倍に達することが明らかとなった。

The limits on tritium inventory in the vacuum vessel and the need for prevention of impurity ingress into plasma, make plasma-surface interaction on tungsten an important issue. It is well known that plasma exposure on tungsten makes some kinds of blisters on the surface and increases the hydrogen inventory. On the other hands, there is a possibility that plasma exposure would change the characteristic of surface and surface region in tungsten and cause the increase of tritium inventory. Tritium concentration in tungsten exposure by low-energy, high-flux D plasma with was examined with BIXS after thermal exposure of tritium gas. The tritium concentration was measured with BIXS. The tritium concentration in surface and surface region was found to be increased by plasma exposure. And its concentration of tungsten exposed at 495 K was estimated to be twice higher than that of as-received tungsten.