In ITER and other fusion reactors, plasma-facing components (PFCs) will be subjected to intense plasma/neutral fluxes and tritium (T) permeation issue will be raised. In the present work, first-of-a-kind experiments on hydrogen isotope (D) transport through ITER-like PFC mock-ups have been demonstrated in a linear plasma facility. 8 mm thick W tiles with 0.5 mm gaps are installed on structural materials and exposed to D plasmas. The angle between the gaps and the magnetic field line is set to be 5° to ensure the structural materials behind W are not exposed to charged D ions from plasma. When plasma is started up, the sample mock-ups are found to be penetrated by D within tens of seconds, suggesting that D can penetrate through heat sink of PFCs without passing through the thick W armor, i.e. the gaps act as a hydrogen isotope leakage 'short cut'. To make a straightforward comparison of permeation flux for these materials, direct D plasma-driven permeation (PDP) experiments through W and structural materials are performed as well. The measured permeated D fluxes through structural materials are found to be orders of magnitude higher than that of W, indicating T transport from the gaps of PFCs may contribute a remarkable fraction of total leakage in reactors. In the latter part of this paper, a solution to address the permeation issue is proposed.
ITERおよび他の核融合炉において、プラズマ対向機器 (PFCs) は強いプラズマ/中性粒子フラックスにさらされ、トリチウム (T) 透過問題が生じるであろう。本研究では、線形プラズマ装置において、ITER類似のPFCモックアップを通した水素同位体 (D) 輸送に関する初の実験が実証された。厚さ8 mmのWタイルが0.5 mmのギャップを有して構造材料上に設置され、Dプラズマに曝露された。ギャップと磁力線のなす角度は、Wの背後にある構造材料がプラズマからの荷電Dイオンに曝露されないように、5°に設定された。プラズマを立ち上げると、サンプルモックアップは数十秒以内にDによって透過されることが見出され、Dが厚いWアーマーを通過せずにPFCのヒートシンクを透過し得ること、すなわちギャップが水素同位体漏洩の「近道」として機能することを示唆している。これらの材料の透過フラックスを直接比較するために、Wおよび構造材料を通した直接的なDプラズマ駆動透過 (PDP) 実験も実施された。構造材料を透過したDフラックスの測定値は、Wのそれよりも数桁高いことが見出され、PFCのギャップからのT輸送が、炉内の総漏洩量のかなりの割合を占める可能性があることを示している。本論文の後半では、透過問題に対処するための解決策が提案されている。