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Deuterium retention in carbon flakes and tungsten–carbon mixed flakes produced by deuterium arc discharge

T. Hino, H. Yoshida, M. Akiba, S. Suzuki, Y. Hirohata, Y. Yamauchi, K. Nakamura2005年被引用 6Nuclear FusionIF 3出版社

In order to estimate the in-vessel tritium inventory of carbon flakes or dust, deuterium gas absorption and deuterium ion irradiation experiments were conducted on carbon flakes prepared by using electron beam evaporation of graphite. The retained amount of deuterium after the deuterium gas absorption was very low; D/C = 10−3 atomic ratio. The retained amount of deuterium after the deuterium ion irradiation was very similar when compared with that for graphite. The deuterium concentration of the carbon flakes resulting from ion irradiation becomes close to zero if the wall temperature is higher than 1000 K. Co-deposited carbon flakes were prepared by a deuterium arc discharge with carbon electrodes at different gas pressures and substrate temperatures. The co-deposited carbon flakes had a high deuterium concentration. Under such conditions with gas pressure of 1 Pa and wall temperature of 573 K, the deuterium concentration becomes approximately D/C = 0.2. In a DT fusion device like ITER, we therefore, expect a T/C ratio of 0.1. This value is presumed to be an upper limit of carbon flakes in ITER since the wall temperature may be higher than 573 K. Tungsten–carbon mixed flakes were also produced by the deuterium arc discharge with carbon and tungsten electrodes. The deuterium was trapped mainly in the carbon atoms and the structure of carbon in the tungsten–carbon mixed flakes was more amorphous compared with that of the co-deposited carbon flakes. Then, the deuterium concentration was higher than that of the carbon flakes, and increased with the increase in the concentration of tungsten. The higher concentration in the tungsten–carbon mixed flakes may not affect the in-vessel tritium inventory if the tungsten concentration is low.

日本語訳

炭素フレークまたはダストの容器内トリチウムインベントリを評価するため、グラファイトの電子ビーム蒸発によって作製した炭素フレークに対して、重水素ガス吸収実験および重水素イオン照射実験を行った。重水素ガス吸収後の重水素保持量は非常に低く、D/C = 10⁻³(原子比)であった。重水素イオン照射後の重水素保持量は、グラファイトと比較して同程度であった。イオン照射による炭素フレークの重水素濃度は、壁温度が1000 Kを超えるとほぼゼロになる。共堆積炭素フレークは、異なるガス圧力および基板温度条件下で、炭素電極を用いた重水素アーク放電により作製した。共堆積炭素フレークは高い重水素濃度を有していた。このような条件下、すなわちガス圧力1 Pa、壁温度573 Kでは、重水素濃度はおよそD/C = 0.2となる。ITERのようなDT核融合装置では、したがってT/C比は0.1になると予想される。この値は、壁温度が573 Kより高くなる可能性があるため、ITERにおける炭素フレークの上限値であると推定される。タングステン–炭素混合フレークも、炭素電極およびタングステン電極を用いた重水素アーク放電により作製した。タングステン–炭素混合フレークでは、重水素は主に炭素原子および炭素構造中に捕捉され、その構造は共堆積炭素フレークと比較してより非晶質であった。そして、重水素濃度は炭素フレークよりも高く、タングステン濃度の増加とともに増加した。タングステン–炭素混合フレークにおける高い濃度は、タングステン濃度が低い場合には、容器内トリチウムインベントリに影響を与えない可能性がある。

装置

iter中精度(概要文一致)

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TungstenDeuteriumDeuterium retention
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