JET-ILW関連研究
芦川直子（核融合研），朝倉伸幸（JAEA）
2014.8.1 @ サブクラスター合同研究会
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目的と計画 （１）BA IFERC活動(原型炉R&Dおよび原型炉設計DDA）を利用して、「放射化管理区域」で「ベリリウム」・「トリチウム」の取り扱い可能な青森研究センターR&D施設において、JETILW実験（2012)でプラズマ照射(主に重水素放電）が行われたVPS-WダイバータタイルとBe第一壁タイルのサンプルを分析し、ITERの運転およびDemo R&D・設計に必要な知見を得る.
分析データを活用し、ITERおよびDemo炉でのトリチウム蓄積や対向材の損耗・堆積およびダスト生成などのモデリングも行いたいと考えている.
JET施設においてサンプルを切り出し、六ヶ所・Demo R&D棟の放射線管理区域へ輸送し、日本の研究者が分析を行う予定.
・BAに基づくEU-JAEA協定書
・JAEA・六ヶ所の担当者らが対応
・日本の参加者は，「広いアプローチ（BA）の原型炉設計及びR&Dに係る共同研究」枠で参画

目的と計画（２）(i) 水素同位体リテンション+トリチウム分析:

JET-ILWにおけるベリリウム(第一壁)およびタングステン（ダイバータ）材表面の水素同位体蓄積量を評価し、蓄積機構を理解する(ii) ダイバータ表面の（Be/W）混合層およびプラズマ照射により溶融/
micro-crack/ morphology 化した対向材の組成・組織・表面状態分析(iii) JET MkII-HDおよびJET-ILW実験後に容器内から採取されたダスト(C・W・Beおよびそれらの混合）の形状、組成、成長構造などを上記の分析装置やFIB切断などを使用して分析

JET-ILW 共同研究に関する経緯 (2013)2012/10 Research was proposed from EU (JET) at BA IFERC SC-> Contact persons were decided: JA-Yamanishi (T-group leader) and Asakura, EU-Coad(EFDA-JET Task Force Fusion Technology (TFFT) leader)
2013/2 JET tile analysis research plan was summarized as a high-priority research after BAcontingency (2014-2016)2013/4

1st TV meeting between University/NIFS group and JAEA

2013/5

Short meeting in PFMC15（May 14-17 Jülich）: Coad, Ueda, Hatano

2013/6

2nd TV meeting between University/NIFS group and JAEA

2013/82013 BA-R&D (tritium) collaboration (JAEA and Univ. group) : research plan andpreparation. Mashuzaki (NIFS) coordinated groups of NIFS and 9 universities.
2013/9 Research plan was revised （Dust and PFCs&Hydrogen-isotope retention）
2013/10 Hatano visited JET （information of tile process and IP study）
2013/11 Preparation for dust transportation by A. Widdowson and C. Ayres (Asakura):Type-A container & transport, documents, schedule
1st meeting of University/NIFS in Rokkasho： R&D facility tour and analysis plan

JET-ILW 共同研究に関する経緯 (2014)2014/1 2nd meeting in Rokkasho： analysis device test (SEM, TEM, FIB), anddiscussion of dust container/maintenance in Rokkasho
2014/3 Explanation of Analysis plan, Transportation process (Asakura in JET)
2014 BA-R&D (tritium) collaborations (JAEA and Univ. group) :three plans are proposed by Ashikawa, Mashuzaki, Tokitani (NIFS)
2014/6 M.Robe and N.Bekris visit in Rokkasho and Discussion of analysis plan, transportationof Dust and tiles: Ashikawa, Asakura, Yamanishi, NIshitani
2014/7 Agreement of revised Procurement Agreement, including JET-tile research, with F4E,JAEA and SC chair.

Final exchange of documentations for dust transportation(start transportation on Aug. 1)

JETの送付予定対象物
第一壁タイル対向材の表面分析とトリチウム蓄積の研究
7箇所の第一壁Beタイルから試料を切断（現地でEU担当）
試料サイズは11x11mm, t3-5

浮遊ダストの発生・堆積、放射化およびトリチウム蓄積の評価

JET MkII-HDの終了後、ダイバータで収集された炭素ダスト（100g程度）の分析から開始
形状、構造､材質の分析が可能⇒JETで収集したダストの分析手法を確立⇒JET-ILWでの金属ダストの分析を予定
タングステンダイバータの表面分析、堆積層、トリチウム蓄積の研究

7箇所のVPS-W CFCタイルを直径17mmにくりぬき試料にする（現地でEU担当）

IFERC DEMO R&D 棟・放射化管理区域

JAEA, NIFS, 8大学による共同研究
Yamanishi and Asakura（JAEA IFERC, Rokkasho),
Isobe, Hayashi, Nakamura (JAEA Tritium-group, Tokai),
Masuzaki, Ashikawa, Tokitani, Sakamoto (NIFS),
Munakata（Akita U.）,
1st meeting in Rokkasho 2013 Nov.27
Oya, Okuno （Shizuoka U.）
Hatano, Torikai（Toyama U.）,
Ueda (Osaka U.）,
Miyamoto (Shimane U.),
Tokunaga, Otsuka（Kyushu U.）,and Graduate students

JET ダスト分析

JET ダスト分析の目的

タイルに比べて，微小量，微細であるため，分析に工夫が必要．
・ILW運転時のダストの特性（C, W, Be) Wダストに関する分析はASDEXで実施されたが，はWが主要な組成であるダストが多数あり，混在したダストの評価は行っていない JT-60Uでは，炭素ダストにWが微量含まれる程度
 Beの評価，実機としては初めて（？）
・ ILWダストの水素同位体（トリチウムを含む）保持特性の評価．放射化した微小・浮遊物体としての問題
 特にトリチウムに着目し，複数の手法にてダスト（微量物質）からの抽出を試みる
 TDSによる水素同位体保持量の評価も実施現状（ダスト研究関係者に10月12日配付）：（１）ダスト分析の提案が評価され、すべてのJET-ILWダスト、およびJET-MKII-HDの炭素ダストの残りを輸送してもらえることになった
JET-ILWダスト：
pot22(外側)：56.3MBq/d from 0.27g -> 1.446GBq/g -> 0.004mgT/g(0.001mgT)
pot22(内側)：589.2MBq/d from 0.77g -> 5.380GBq/g -> 0.015mgT/g(0.012mgT)
注：｢ダスト｣は収集粒子のみで無く、plastic sheet端やfluff（綿状）も含まれる

JETにおけるダスト採取量
3,K:Carry ribs
（カセット?）

例：2,B
場所に関する番号および記号

(1)

(2,B)

ガラスの瓶で保管量(g)＼場所• C-wall: 一部のダストを輸送• ILW ： 全てのダスト

(5)

(4,M)

(6,T)
253

641

Dusts in C-wall
採取量(2009)

90.26

11.74

81.46

81.46

27.06

0.35

Dust in C-wall
瓶・保管量(2009)6.36---

3

6.5

4.61---

Dust in ILW
瓶・保管量(2010)

0.26

1.412

六ケ所におけるダスト分析計画• 6/5にEU側担当者（N.Bekris氏，M.Rubel氏）が六ヶ所を訪問し，実施内容について議論

EUJA

Amounts

Morphology/sizes

Microscope/microbalance

SEM

Yes
Yes

Yes
Yes

Atomicconcentrations(C, W, Be,other)
EDX, EPMA,XPS

Total
Retention(H/D)

T
retention

Cross-section(FIB): Carbon

TDS

FIB/TEMNo.
Yes (2015-) *1--Yes *2

TIPT,
scintillation,TMLVC
--Yes

NoYes

ダスト粒子からのトリチウム検出
Comments

Total AmountLiquid Scintillation
Counting (LSC) technique

Quantitative>0.1 Bq
Short termmeasurement

Conventional gas flow
methodQuantitative(high quality)

Large amount
onlyAutoclave or acid hydrolysis Quantitative
method(high quality)
Tritium Imaging Plate (TIP)
technique

Qualitative

Spatial distribution
Tritium Imaging Plate (TIP) Technique

Spatial resolution(100 mm – 1mm)
*Optimization isneededMeasurement of tritium in tritium contaminated materials
 Autoclave or acid hydrolysis method
Tritium contaminated materials, such metal, alloy and dust,
are introduced in an autoclave vessel with small amount ofwater or acid solutions. Specimens are heated at 473K in athermostat. Tritium in specimens are moved to water ortritium contaminated materials are dissolved into acid
together with tritium. Tritium in liquids are measured byliquid scintillation counter.
** This method has proposed to measure tritium in JT-60
vacuum vessel to check the clearance level of tritium in thevessel.
Advantage
1. This method can detect very small amount of tritium less 10
Bq per one specimen in the vessel.
Disadvantages
1. If tritium amount in materials is very much, one must notmeasure the tritium amount using this method. Because it isvery danger to use the tritium water under high pressure
condition.

Thermostat(473K)
Teflon innervessel
Stainless steel
outer jacket
SpecimenIon exchanged
water and acids

The vessel is designed fora maximum pressure of 15
MPa and maximum
temperature of 500 K.

Measurement of tritium in tritium contaminated materials
 Conventional gas flow method
Tritium contaminated materials are placedin an quartz tube and heated at up to 1073
K. Tritium in specimens are moved towater in water bubbler. Tritium in water
are measured by liquid scintillation
counter.

Ar inlet

Copper Oxide(HT→ HTO)

SampleoutletT=800K

bubbler(HTO)

bubbler(HTO)

Advantage
1. This method can detect large amount of tritium in specimens.
2. It is not need the high pressure condition.
Disadvantages
1. This method can not detect very small amount of tritium in the specimen.

Liquid Scintillation Counting (LSC) technique> 0.1 Bq (Spectrum analysis may be necessarily if several isotopes were includedin the dust particle)

 Monitoring of tritium release from one dust particle
into the LSC cocktail @ RT
 Acid dissolution of the dust particles
 Measurement of total amount of tritium in the dust particle

Tritium Imaging Plate (TIP) techniqueSEM observation of the dust particles
 Shape, elemental contents in the dust particles andtheir distribution

Observation of distribution of tritium withrelation to that of the dust particles

Glass vial
LSC cocktail
Dust partcileベリリウムの検出：ダスト＠六ヶ所
FE-EPMA : morphology, element, spatial distribution
六ケ所にある既設の装置を利用可能

JXA-8530F: 3ch X-ray spectroscope
K.Nakamichi, J. Plasma
and Fusion Res. 87(2011)
p.262, in Japanese

X-ray photoelectron spectroscopy (XPS): element, chemical bindings, spatial distribution・JET関連のBA研究のために新たに購入・C（1s:285eV)，Be(1s:112eV)，W(4f:31eV)の分離は容易
・化学結合状態を評価可能

まとめ BA共同研究として，JET ILW運転時のタイルおよびダストの一部がJAEA六ケ所サイトへ輸送され，評価が行われることになった．

 これまでに事前打ち合わせを実施し，初期計画書の提出を経てEUからの移管に関する承諾の締結が得られた．
 日本からの参加メンバーはBA共同研究へ参加し，活動が開始されている．
 JETダストは2014年度中にJAEA六ヶ所サイトへ到着する予定であり，今後分析が開始される．特にILWダストは日本のみで分析を行うため，EU側からも結果が期待されている．

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