AbstractFuture fusion devices will use tritium and deuterium fuel. Because tritium is both radioactive and expensive, it is absolutely necessary that there be an understanding of the tritium retention characteristics of the materials used in these devices as well as how to recover the tritium. There are three materials that are strong candidates for plasma-facing-material use in next-step fusion devices. These are beryllium, tungsten, and carbon. While beryllium has the disadvantage of high sputtering and low melting point (which limits its power handling capabilities in divertor areas), it has the advantages of being a low-Z material with a good thermal conductivity and the ability to get oxygen from the plasma. Due to beryllium's very low solubility for hydrogen, implantation of beryllium with deuterium and tritium results in a saturated layer in the very near-surface with limited inventory (J. Nucl. Mater. 273 (1999) 1). Unfortunately, there are nuclear reactions generated by neutrons that will breed tritium and helium in the material bulk (J. Nucl. Mater. 179 (1991) 329). This process will lead to a substantial tritium inventory in the bulk of the beryllium after long-term neutron exposure (i.e. well beyond the operation life time of a next-step reactor like ITER). Tungsten is a high-Z material that will be used in the divertor region of next-step devices (e.g. ITER) and possibly as a first wall material in later devices. The divertor is the preferred location for tungsten use because net erosion is very low there due to low sputtering and high redeposition. While experiments are still continuing on tritium retention in tungsten, present data suggest that relatively low tritium inventories will result with this material (J. Nucl. Mater. 290–293 (2001) 505). For tritium inventories, carbon is the problem material. Neutron damage to the graphite can result in substantial bulk tritium retention (J. Nucl. Mater. 191–194 (1992) 368), and codeposition of the sputtered carbon with the tritium from the plasma will produce a layer of carbonaceous material potentially containing kilograms of tritium in the cooler areas of the tokamak (J. Vac. Sci. Technol. A5 (1987) 2286). This paper reviews the tritium retention mechanisms for the three materials discussed above. Tritium removal techniques, including those used in situ to minimize in-vessel inventories as well as those used to reduce contamination prior to waste disposal, are discussed.
将来の核融合装置では、トリチウムと重水素を燃料として使用する。トリチウムは放射性であり、かつ高価であるため、これらの装置に使用される材料のトリチウム保持特性と、トリチウムを回収する方法の両方を理解することが絶対に必要である。次世代核融合装置のプラズマ対向材料の有力な候補となる材料が3つある。すなわち、ベリリウム、タングステン、炭素である。ベリリウムは、スパッタ率が高く融点が低い（ダイバータ領域での電力処理能力を制限する）という欠点がある一方で、低Z材料であり、熱伝導率が良好で、プラズマから酸素を除去する能力があるという利点がある。ベリリウムの水素に対する溶解度は非常に低いため、ベリリウムに重水素とトリチウムを注入すると、極表層に飽和層が形成され、インベントリは限定的となる（J. Nucl. Mater. 273 (1999) 1）。残念ながら、中性子によって引き起こされる核反応により、材料バルク中でトリチウムとヘリウムが生成される（J. Nucl. Mater. 179 (1991) 329）。このプロセスにより、長期間の中性子被曝後（すなわち、ITERのような次世代炉の運転寿命をはるかに超えた後）には、ベリリウムのバルク中にかなりのトリチウムインベントリが蓄積されることになる。タングステンは高Z材料であり、次世代装置（例えばITER）のダイバータ領域で使用され、その後の装置では第一壁材料としても使用される可能性がある。ダイバータは、スパッタ率が低く再堆積が多いため正味の浸食が非常に少ないことから、タングステンの使用に適した場所である。タングステン中のトリチウム保持に関する実験はまだ継続中であるが、現在のデータによれば、この材料ではトリチウムインベントリは比較的低くなると示唆されている（J. Nucl. Mater. 290–293 (2001) 505）。トリチウムインベントリの観点では、炭素が問題の材料である。黒鉛の中性子損傷は、バルクへの顕著なトリチウム保持をもたらす可能性があり（J. Nucl. Mater. 191–194 (1992) 368）、また、スパッタされた炭素とプラズマ中のトリチウムとの共堆積により、トカマクの低温領域にキログラム単位のトリチウムを含有し得る炭素質材料の層が生成される（J. Vac. Sci. Technol. A5 (1987) 2286）。本論文では、上述の3つの材料についてのトリチウム保持機構を概説する。容器内インベントリを最小限に抑えるためにその場で使用される技術や、廃棄物処分前の汚染を低減するために使用される技術を含む、トリチウム除去技術について議論する。