AbstractThe behavior of deuterium in thermal convection loops with molten Pb17Li was investigated in the temperature range from 300 to 610°C, and in the range of deuterium partial pressures from 0.05 to 1000 mbar. Dissolution and desorption are controlled by diffusion through a 0.02 mm thick LM boundary layer at the interface, no chemical reactions are involved in the rate determining step. This boundary layer is also effective in case of permeation through membranes, if one side is covered by the LM. The permeation through 0.6 mm iron was reduced by a factor of 100. However in case of a fusion reactor blanket this boundary layer will not be important, because the wall thickness of the components is much larger. For the 2 mm stainless steel of the thermal convection loops with a downstream oxide layer, no effect of the boundary layer could be seen. The amount of oxides in the loop had no influence on the results. Furthermore an excess of H2 at low partial pressures did not change transfer rates of deuterium.The solubility of deuterium in the LM was determined from the kinetics of loading and degassing. The found values are one order of magnitude smaller than the lowest values so far published.The transport behavior of the rare gases He, Ne, Ar, Kr and Xe was investigated. The solubility of helium was found five orders of magnitude lower than that of deuterium, those for Ne, Ar, Kr and Xe even lower than that for helium. Helium-bubble formation has to be considered if the flow rate of the LM in a blanket is small, or in case of static irradiation experiments. On the other hand argon can be used as covergas for a fusion reactor blanket. Because of the low solubility in the LM, the Ar-41 activity will be much smaller than in sodium cooled reactors.
重水素の溶融Pb-17Li熱対流ループにおける挙動を、温度範囲300〜610℃、重水素分圧範囲0.05〜1000 mbarで調査した。溶解および脱離は、界面における0.02 mm厚の液体金属（LM）境界層を通した拡散によって律速され、律速段階には化学反応は関与しない。この境界層は、片面が液体金属で覆われた膜透過の場合にも有効である。0.6 mm厚の鉄を通した透過は100分の1に低減された。しかしながら、核融合炉ブランケットの場合、構成部品の壁厚がはるかに大きいため、この境界層は重要ではない。下流側に酸化物層を有する2 mm厚のステンレス鋼製熱対流ループでは、境界層の影響は観察されなかった。ループ内の酸化物量は結果に影響を及ぼさなかった。さらに、低分圧での過剰なH₂は重水素の移行速度を変化させなかった。液体金属中への重水素の溶解度は、負荷および脱離の速度論から決定された。得られた値は、これまでに報告されている最低値よりも1桁小さい。希ガスHe、Ne、Ar、Kr、Xeの輸送挙動を調査した。ヘリウムの溶解度は重水素のそれより5桁低く、Ne、Ar、Kr、Xeの溶解度はヘリウムよりもさらに低かった。ブランケット内の液体金属の流速が小さい場合、または静的照射実験の場合には、ヘリウム気泡の形成を考慮する必要がある。一方、アルゴンは核融合炉ブランケットのカバーガスとして使用できる。液体金属中での溶解度が低いため、Ar-41の放射能はナトリウム冷却炉におけるよりもはるかに小さくなる。