[3N08-13] Plasma Facing Materials

[3N08] Deuterium retention in tungsten irradiated by high-dose neutrons at high temperature

*Makoto Oya¹, Masashi Shimada², Chase N. Taylor², Makoto I. Kobayashi³, Yuji Nobuta⁴, Yuji Yamauchi⁴, Fei Sun⁵, Yasuhisa Oya⁵, Yoshio Ueda⁶, Yuji Hatano⁷ (1. Kyushu Univ., 2. INL, 3. NIFS, 4. Hokkaido Univ., 5. Shizuoka Univ., 6. Osaka Univ., 7. Univ. of Toyama)

Keywords:Tungsten, Neutron irradiation, Hydrogen isotope retention

プラズマ対向壁であるタングステン（W）は、核融合炉運転中に中性子の照射を受ける。これまで、日米科学技術協力事業（TITAN, PHENIX, FRONTIER）において、中性子照射によりW中の水素同位体吸蔵量が増加することが報告されている。本研究では、ITERダイバータ環境を想定した条件として、高い照射量かつ1000K以上の高温での中性子照射を行い、その条件がW中の水素同位体吸蔵特性に与える影響を調べた。
　本研究では、オークリッジ国立研究所の高中性子束同位体生産炉HFIRにおいて、熱中性子遮蔽環境下で、照射量0.3~0.7dpa、試料温度900K/1050K/1300Kで中性子照射を行った。中性子照射後のW試料について、アイダホ国立研究所のトリチウムプラズマ曝露装置（TPE）にて870Kで重水素（D）プラズマ曝露を行い、その後昇温脱離分析（TDS）によって、W試料中のD吸蔵量を測定した。その結果、D吸蔵量は900K照射試料が最も大きく、1050Kで減少し、1300Kでは1050Kと同程度であった。