核融合装置内の水素同位体を追う

摘要

次期核融合実験炉では，燃料としてトリチウムおよび重水素を使用することが予定されている。 プラズマ対向壁に炭素材を使用した場合，これらの水素同位体の多くはプラズマ対向壁に残留すると予想されており，この水素同位体残留量の定量評価および残留過程を明らかにすることが重要課題となっている。 本研究では，臨界プラズマ試験装置JT-60Uのプラズマ対向壁（炭素材）の損耗／再堆積分布を評価し，DD反応で生成されたトリチウム残留分布測定結果と比較することによって，再堆積層の厚さ分布とトリチウム分布とには相関がないことを示した。 また，トリチウム残留分布とDD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失計算結果との比較から，JT-60でのトリチウム残留過程を明らかにした。