[2C14-18] 炉材料，水素同位体挙動，照射挙動，ベリリウム化合物

[2C14] 重水素ガス曝露によるタングステン−炭素混合層中に滞留したトリチウムの除去

*戸苅 陽大¹、東 圭介¹、周 啓来²、波多野 雄治³、矢嶋 美幸⁴、時谷 政行⁴、増崎 貴⁴、近田 拓未⁵、大矢 恭久⁵ (1. 静岡大院、2. 静岡大理、3. 富山大水素研、4. 核融合研、5. 静岡大学術院理)

キーワード：タングステン、トリチウム滞留、重水素曝露、水素同位体交換

核融合炉のプラズマ対向機器候補材であるタングステン(W)において、トリチウム(T)滞留は核融合炉の燃料効率および放射線安全性の観点から重要な課題である。高エネルギー中性子の入射により損耗した壁材料がプラズマ中に流入し、炉壁に堆積層を形成することにより、水素同位体の滞留量が増加することが知られている。滞留したTの除去方法として、重水素ガス曝露による水素同位体交換が考えられている。本研究では、C-W混合層をプラズマCVD法により蒸着したW試料に対しTガス曝露を行った後に、異なる温度･圧力条件下にて重水素ガス曝露を行い、昇温脱離法により各水素同位体の滞留挙動およびT除去効果の評価を行った。これにより、同位体交換反応による水素同位体除去は550 K程度の温度において最も効果的であり、さらに10 kPa程度までの圧力により反応が促進されることが示唆された。