FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Comprehensive new insights on the potential use of SiC as plasma-facing materials in future fusion reactors

T. Sizyuk, J.N. Brooks, T. Abrams, A. Hassanein2024年8月Nuclear FusionIF 3出版社

The performance of silicon carbide as an alternative plasma facing material (PFM) was studied at various irradiation conditions relevant to ion energies and fluxes of a fusion reactor. This analysis involves detailed modeling of subsurface plasma/material interactions, sputtered particle transport above the surface and redeposition, and related changes in material composition and microstructure induced by steady-state and Edge Localized Mode ion fluxes. Transition of a crystalline SiC surface to semi-crystalline and amorphous phases was analyzed based on advanced modeling of DIII-D tokamak experiments where SiC was irradiated in single- and multiple- L-mode and H-mode discharges. This analysis shows that displacement damage, particle deposition/redeposition, and D accumulation on the SiC divertor surface can lead to significant microstructural changes that result in enhanced sputtering erosion in comparison with the original crystalline material. However, the resulting total net erosion rate for a full-coverage, advanced tokamak, SiC coated divertor may well be acceptably low. Moreover, the C sputtering yield from the evolved SiC surface can be seven times lower than from a pure graphite surface; this would imply significantly reduced tritium co-deposition rates in a D-T tokamak reactor, compared with a pure carbon surface. It was also determined that chemical sputtering of both C and Si should not result in any noticeable effect on the net erosion, for attached plasma regimes. Our results thus show encouraging results overall for use of SiC as a PFM in tokamaks.

日本語訳

核融合炉のイオンエネルギーおよびフラックスに関連する様々な照射条件下で、代替プラズマ対向材料(PFM)としての炭化ケイ素の性能を研究した。この解析には、表面下のプラズマ/材料相互作用、表面上方でのスパッタ粒子輸送および再堆積、ならびに定常状態および周辺局在モード(ELM)イオンフラックスによって誘起される材料組成と微細構造の関連する変化の詳細なモデリングが含まれる。結晶質SiC表面の半結晶質および非晶質相への遷移は、SiCが単一および複数回のLモードおよびHモード放電で照射されたDIII-Dトカマク実験の高度なモデリングに基づいて解析された。この解析により、変位損傷、粒子の堆積/再堆積、およびSiCダイバータ表面へのD蓄積は、元の結晶質材料と比較してスパッタリング侵食を増大させる顕著な微細構造変化を引き起こし得ることが示される。しかしながら、全面被覆の先進トカマクSiC被覆ダイバータについての結果として生じる正味の総侵食速度は、おそらく許容できるほど低いであろう。さらに、変化したSiC表面からのCのスパッタリング収率は、純粋なグラファイト表面からのそれより7倍低くなり得る。これは、純炭素表面と比較して、D-Tトカマク炉におけるトリチウム共堆積速度が大幅に低減されることを意味する。また、付着プラズマ領域では、CおよびSiの両方の化学スパッタリングが正味の侵食に顕著な影響を及ぼすことはないことも決定された。したがって、我々の結果は、トカマクにおけるPFMとしてのSiCの使用に対して全体的に有望な結果を示している。

装置

diii-d中精度(概要文一致)

wiki

Plasma-facing componentSilicon carbide

AIによる論文要約

Comprehensive new insights on the potential use of SiC as plasma-facing materials in future fusion reactors
ENThis paper should be read by fusion researchers and engineers interested in exploring alternative PFMs for future fusion reactors, as it provides valuable insights into the behavior of SiC under fusion-relevant conditions.#SiliconCarbide #PlasmaMaterials #FusionReactors #PlasmaSputtering #MaterialsPerformance

This paper examines the performance of silicon carbide (SiC) as an alternative plasma-facing material (PFM) in fusion reactors. It models the interactions between the plasma and SiC, including sputtering, redeposition, and microstructural changes. The analysis shows that while SiC can experience enhanced sputtering erosion compared to crystalline material, its net erosion rate may be acceptably low, and it can reduce tritium co-deposition compared to graphite.

SiCを将来の核融合炉のプラズマ対向材料として使用する可能性に関する包括的な新しい洞察
JA本論文は、核融合炉の材料開発に携わる研究者や、核融合プラズマと材料の相互作用に興味のある学生に向けて書かれています。#核融合炉#SiC#プラズマ対向材料#erosion#トリチウム共析

本研究は、核融合炉の条件下におけるSiCの性能を詳細にモデル化し、SiCの表面変化や粒子再付着、erosionなどを分析しています。その結果、SiCはグラファイトに比べて低いトリチウム共析率を示すことが分かり、核融合炉のプラズマ対向材料として有望であると結論付けています。

関連論文

Amorphization and siliconization of silicon carbide as a first wall material

2025Nuclear Fusion

Evaluation of silicon carbide as a divertor armor material in DIII-D H-mode discharges

2021Nuclear Fusion

Erosion of graphite by high flux hydrogen plasma bombardment

1988Nuclear Fusion

Progress of the European R&D on plasma–wall interactions, neutron effects and tritium removal in ITER plasma facing materials

2001Fusion Engineering and Design

The investigation of structure, chemical composition, hydrogen isotope trapping and release processes in deposition layers on graphite sample surfaces exposed to DIII-D divertor plasma in extreme conditions

2002Fusion Engineering and Design

Surface erosion instabilities driven by edge plasma

1996Nuclear Fusion

Plasma processing and chemistry

1994Plasma Physics and Controlled Fusion

In-situ coating of silicon-rich films on tokamak plasma-facing components with real-time Si material injection

2023Nuclear Fusion

Modeling, analysis, and code/data validation of DIII-D tokamak divertor experiments on ELM and non-ELM plasma tungsten sputtering erosion

2020Nuclear Fusion

Plasma-material interactions in current tokamaks and their implications for next step fusion reactors

2001Nuclear Fusion