Analysis of exhausted gas in JT-60 deuterium operation

神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 東島 智; 新井 貴; 宮 直之; 田辺 哲朗*

Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.144 - 147, 2003/00

炭素タイルを使用した核融合炉では、真空容器の中に蓄積するトリチウムは重大な問題のうちの一つである。この問題解決には、大型トカマク装置の第一壁からのトリチウム除去特性を理解する必要がある。このため、大型トカマク装置であるJT-60において排出ガスを分析するために真空排気設備に測定装置を設置した。トリチウムの測定は、電離箱とバブラで測定した。排出ガス中のガス種の測定は、ガスクロマトグラフと残留ガス分析計を使用して行った。実験放電,He-TDCとHe-GDCの時に行った初期の測定結果では、実験で生成されたトリチウムの約8%が真空排気設備から排出されている。また、ガス種の測定では、グロー放電の作動ガスをH, HeとArガスに変えて行った時に分析を行った。この時、炭化水素の排出が大きかったのはHを使用したグロー放電であった。