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

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

T. Abrams, S. Bringuier, D.M. Thomas, G. Sinclair, S. Gonderman, L. Holland, D.L. Rudakov, R.S. Wilcox, E.A. Unterberg, F. Scotti2021年被引用 16Nuclear FusionIF 3出版社

Silicon carbide (SiC) represents a promising but largely untested plasma-facing material (PFM) for next-step fusion devices. In this work, an analytic mixed-material erosion model is developed by calculating the physical (via SDTrimSP) and chemical (via empirical scalings) sputtering yield from SiC, Si, and C. The Si content in the near-surface SiC layer is predicted to increase during D plasma bombardment due to more efficient physical and chemical sputtering of C relative to Si. Silicon erosion from SiC thereby occurs primarily from sputtering of the enriched Si layer, rather than directly from the SiC itself. SiC coatings on ATJ graphite, manufactured via chemical vapor deposition, were exposed to repeated H-mode plasma discharges in the DIII-D tokamak to test this model. The qualitative trends from analytic modeling are reproduced by the experimental measurements, obtained via spectroscopic inference using the S/XB method. Quantitatively the model slightly under-predicts measured erosion rates, which is attributed to uncertainties in the ion impact angle distribution, as well as the effect of edge-localized modes. After exposure, minimal changes to the macroscopic or microscopic surface morphology of the SiC coatings were observed. Compositional analysis reveals Si enrichment of about 10%, in line with expectations from the erosion model. Extrapolating to a DEMO-type device, an order-of-magnitude decrease in impurity sourcing, and up to a factor of 2 decrease in impurity radiation, is expected with SiC walls, relative to graphite, if low C plasma impurity content can be achieved. These favorable erosion properties motivate further investigations of SiC as a low-Z, non-metallic PFM.

日本語訳

炭化ケイ素(SiC)は、次世代核融合装置における有望ではあるものの、ほとんど試験されていないプラズマ対向材料(PFM)である。本研究では、SiC、Si、およびCからの物理的スパッタリング収率(SDTrimSPによる)と化学的スパッタリング収率(経験的スケーリングによる)を計算することにより、解析的な混合材料エロージョンモデルを構築した。Dプラズマ bombardment 中、Cの物理的・化学的スパッタリングがSiよりも効率的であるため、SiCの表面近傍層におけるSi含有量は増加すると予測される。したがって、SiCからのSiのエロージョンは、主にSiC自体から直接ではなく、濃縮されたSi層からのスパッタリングによって生じる。このモデルを検証するため、化学蒸着法により作製したATJ黒鉛上のSiCコーティングを、DIII-Dトカマクにおける繰り返しHモード放電に曝露した。解析モデルによる定性的な傾向は、S/XB法を用いた分光学的推定により得られた実験測定結果によって再現された。定量的には、モデルは測定されたエロージョン率をわずかに過小評価しており、これはイオン入射角の分布とエッジ局在モードの影響に起因する。曝露後、SiCコーティングの表面形態には巨視的および微視的な変化はほとんど観察されなかった。組成分析により、エロージョンモデルの予測と一致する約10%のSi濃縮が明らかになった。DEMO級の装置に外挿すると、低いCプラズマ不純物含有量が達成可能であれば、SiC壁は黒鉛と比較して不純物発生源を一桁減少させ、不純物放射を最大2倍減少させることが期待される。これらの好ましいエロージョン特性は、低Z非金属PFMとしてのSiCのさらなる研究を動機付けるものである。

装置

diii-d高精度(タイトル一致)

wiki

DivertorDIII-DH-modeSilicon carbide
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Amorphization and siliconization of silicon carbide as a first wall material

2025Nuclear Fusion

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

2024Nuclear Fusion

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

2023Nuclear Fusion

Spectroscopic measurement of target plate erosion in the ASDEX Upgrade divertor

1996Nuclear Fusion

Modelling of 13CH4 injection experiments with graphite and tungsten test limiters in TEXTOR using the coupled code ERO-SDTrimSP

2008Plasma Physics and Controlled Fusion

Modelling and analysis of DIII-D/DiMES sputtered impurity transport experiments

1999Nuclear Fusion

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

The inter-ELM tungsten erosion profile in DIII-D H-mode discharges and benchmarking with ERO+OEDGE modeling

2017Nuclear Fusion

Quantification of erosion pattern using picosecond-LIBS on a vertical divertor target element exposed in W7-X

2021Nuclear Fusion

Design requirements for SiC/SiC composites structural material in fusion power reactor blankets

1998Fusion Engineering and Design