AbstractIn order to estimate tritium inventory of carbon dust in ITER, deuterium absorption amounts of carbon dust after D2 gas absorption and deuterium ion irradiation were measured. In a case of D2 gas absorption, the amount of retained deuterium was very low, D/C∼10−3 in the atomic ratio of D/C, when the gas pressure was 1 Pa and the temperature 573 K. In a case of the deuterium ion irradiation, the amount of retained deuterium was very similar to the case for graphite. Thus, at a divertor wall temperature higher than 1073 K, the amount of retained deuterium can be regarded negligible small, D/C∼0. During the plasma discharge, carbon eroded at a divertor trace by both plasma irradiation and high heat flux co-deposits on the vacuum vessel with fuel hydrogen atoms. In order to estimate the amount of retained fuel hydrogen in the co-deposited carbon dust, D2 arc discharge with carbon electrodes was conducted and the amount of retained deuterium in the co-deposited dust was measured. In a case that the D2 gas pressure was approximately 1 Pa and the wall temperature approximately 400 K, the amount of retained deuterium was low, D/C∼0.06. Above results showed that fuel hydrogen inventory of the co-deposited carbon dust was largest. In a DT plasma, the corresponding tritium inventory becomes a half, T/C∼0.03, which is approximately one order of magnitude smaller than the value estimated so far.
ITERにおける炭素ダストのトリチウムインベントリを評価するため、D2ガス吸収後および重水素イオン照射後の炭素ダストの重水素吸収量を測定した。D2ガス吸収の場合、ガス圧力1 Pa、温度573 Kのとき、保持された重水素量は非常に低く、原子比D/CでD/C∼10−3であった。重水素イオン照射の場合、保持された重水素量はグラファイトの場合と非常に類似していた。したがって、ダイバータ壁温度が1073 Kより高い場合、保持された重水素量は無視できるほど小さく、D/C∼0とみなすことができる。プラズマ放電中、ダイバータトレースで侵食された炭素は、プラズマ照射と高熱流束の両方により、燃料水素原子とともに真空容器に共堆積する。共堆積した炭素ダスト中の保持燃料水素量を評価するため、炭素電極を用いたD2アーク放電を実施し、共堆積ダスト中の保持重水素量を測定した。D2ガス圧力が約1 Pa、壁温度が約400 Kの場合、保持された重水素量は低く、D/C∼0.06であった。以上の結果は、共堆積した炭素ダストの燃料水素インベントリが最も大きいことを示した。DTプラズマでは、対応するトリチウムインベントリは半分のT/C∼0.03となり、これはこれまで推定されてきた値より約1桁小さい。