The retention of deuterium (D) fuel in the Alcator C-Mod tokamak is studied using a new 'static' gas balance method. C-Mod solely employs high-Z molybdenum (Mo) and tungsten (W) for its plasma facing materials, with intermittent application of thin boron (B) films. The primarily Mo surfaces are found to retain large fractions, ∼20–50%, of the D2 gas fuelled per quiescent discharge, regardless of whether the Mo surfaces are cleaned of, or partially covered by, B films. Several experiments and calculations show that it is improbable that B retains significant fractions of the fuel. Rather, retention occurs in Mo and W surfaces through ion bombardment, implantation and diffusion to trap sites. Roughly 1% D of the incident ion fluence, ΦD, to surfaces is retained, and with no indication of the retention rate decreasing after 25 s of integrated plasma exposure. The magnitude of retention is significantly larger than that extrapolated from the results of laboratory studies for either Mo or W. The high levels of D/Mo in the near surface, measured directly post-campaign (∼0.01) in tiles and inferred from gas balance, are consistent with trapping sites for fuel retention in the Mo being created, or expanded, by high D atom densities in the near surface which arise as a result of high incident ion fluxes. Differences between C-Mod and laboratory retention results may be due to such factors as the multiply ionized B ions incident on the surface directly creating traps, the condition of Mo (impurities, annealing) and the high-flux densities in the C-Mod divertor which are similar to ITER, but 10–100× those used in laboratory studies. Disruptions produce rapid heating of the surfaces, releasing trapped hydrogenic species into the vessel for recovery. The measurements of the large amount of gas released in disruptions are consistent with the analysis of tiles removed from the vessel post-campaign—the campaign-integrated retention is very low, of order 1000× less than that observed in a single, non-disruptive discharge.
Alcator C-Modトカマクにおける重水素（D）燃料の保持を、新しい「静的」ガスバランス法を用いて研究した。C-Modは、プラズマ対向材料として高Zのモリブデン（Mo）およびタングステン（W）のみを採用し、間欠的に薄いホウ素（B）膜を適用している。主にMo表面は、クエンチ放電あたりに供給されたD₂ガスの約20〜50%を保持することが判明した。これは、Mo表面がB膜でクリーニングされているか、部分的に被覆されているかに関係ない。いくつかの実験と計算により、Bが燃料のかなりの割合を保持する可能性は低いことが示されている。むしろ、保持はイオン衝撃、注入、およびトラップサイトへの拡散を通じてMoおよびW表面で発生する。表面への入射イオンフルエンスΦDの約1%のDが保持され、25秒の積算プラズマ曝露後も保持率の低下は見られない。この保持量の大きさは、MoまたはWのいずれについても実験室研究から外挿された値よりも有意に大きい。キャンペーン後に直接測定されたタイル中の表面近傍の高いD/Mo比（約0.01）と、ガスバランスから推定された値は、高い入射イオンフラックスに起因する表面近傍の高いD原子密度によって、Mo中の燃料保持のためのトラップサイトが形成または拡大されていることと一致する。C-Modと実験室での保持結果の差異は、多重電離したBイオンが表面に入射してトラップを直接形成すること、Moの状態（不純物、焼鈍）、およびC-Modダイバータにおける高フラックス密度（ITERと類似するが、実験室研究で使用される値の10〜100倍）などの要因による可能性がある。ディスラプションは表面の急速な加熱を引き起こし、捕捉された水素同位体種を放出して容器内に戻す。ディスラプションで放出された大量のガスの測定結果は、キャンペーン後に容器から取り出されたタイルの分析結果と一致している。キャンペーン積算の保持量は非常に低く、単一の非ディスラプティブ放電で観測される値の約1000分の1以下である。