Some techniques with a long tradition in the plasma technology field have already been successfully applied to research in plasma–wall interactions of fusion devices. They have produced important advances in the control of particle and energy exhaust. In this paper, the possible application of these techniques to the problem of tritium inventory control in fusion reactors with carbon-based plasma facing materials, as in ITER, is proposed. It is based on a critical analysis of relevant information obtained in the field of hard CN film deposition and consists of the use of chemical scavengers for the inhibition of tritium-rich carbon-film formation in hidden areas of the divertor. The practical implementation of the technique, however, requires a detailed knowledge of the physio-chemical processes involved, and, to date, experiments in cold and divertor plasmas have been performed. Very recent experiments in the ASDEX Upgrade device have shown that the injection of nitrogen in the sub-divertor region can lead to a drastic decrease in the level of deposited material with no significant effects in the performance of the main plasma. This and other findings are interpreted in the light of recent results from laboratory and divertor plasma experiments and the extrapolation to new divertor scenarios is discussed.
プラズマ技術分野において長い伝統を持ついくつかの手法は、既に核融合装置におけるプラズマ・壁相互作用の研究に適用され、粒子および熱の排気制御における重要な進展をもたらしている。本論文では、これらの手法を、ITERのような炭素系プラズマ対向材料を用いた核融合装置におけるトリチウムインベントリ制御の問題へ適用する可能性を提案する。この提案は、硬質CN膜堆積の分野で得られた関連情報の批判的解析に基づくものであり、ダイバータの隠れた領域におけるトリチウムリッチ炭素膜の形成を抑制するための化学的スカベンジャーの使用から構成される。しかしながら、この手法の実践的実装には、関与する物理化学的プロセスに関する詳細な知識が必要であり、これまでに低温プラズマおよびダイバータプラズマにおける実験が実施されている。ASDEX Upgrade装置におけるごく最近の実験では、サブダイバータ領域への窒素注入が、主プラズマの性能に有意な影響を与えることなく、堆積物量の劇的な減少をもたらすことができることが示された。これらの知見およびその他の知見は、最近の実験室およびダイバータプラズマ実験の結果に照らして解釈され、新たなダイバータシナリオへの外挿について議論される。