1ITERにおけるタングステンダイバータの課題	
上田良夫（大阪大学）	

平成24 年度 ダイバータおよびＰＷＩ合同研究会		

平成24 年度第1 回プラズマ物理クラスター・スクレープオフ層と	ダイバータ物理サブクラスター会合（世話人：大野、朝倉）		

平成24 年度第2 回炉工学クラスター・ブランケットサブクラスター会合（世話人：小西、秋場）		

平成24 年度筑波大学プラズマ研究センターシンポジウム（世話人：市村）		

平成24 年度双方向型共同研究「ガンマ１０装置における炉壁材料の損耗・再堆積の研究と	そのダイバータ開発戦略における位置づけ」会合（研究代表者：上田）	

平成24 年7 月23 日～7 月24 日 筑波大学	

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Non nuclearphase(H, He)	

Nuclear phase(D, DT)	

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CFC/Wダイバータ（第1期）	
o 利点n 炭素壁での経験が多いn 溶融しない→過剰熱負荷への耐性が大n リーディングエッジがあっても、プラズ
マにより削られ、平滑化する
n 設計が終わっているo 問題点n T リテンションが多い→DTショット数が制限される
n 現在のライセンスではDT運転時のCFC使用は不可
n ダスト発生量が多い可能性大n 次のフルWダイバー
タへの有用な知見が限られる	

16th ITPA(DIV/SOL) R. Pittsのスライドから再構成	4

フルWダイバータ（第1期）	
o 利点n 大きなコスト節約
n DT運転でのフルW
ダイバータのための多くの有用な知見→運転初期から過剰熱負荷抑制が必要
n 低いTリテンションとダスト発生n 2セット目のWダイバータ製作に有用なデータの取得ができる	

o 問題点n DTまで長い運転期間が必要となる可能性
大n フルWダイバータの設計は完了していないn 非DTフェーズでも過剰熱負荷による溶融のリスク大→運転が継続できるか？
n W壁での運転経験が少ないn W材料のエッジプラズマにおける挙動が16 ITPA(DIV/SOL)
R. Pittsのスライドから再構成	
十分に分かっていないthITERで想定されるダイバータ熱負荷条件	
o Steady-Staten ～10 MW/m2, 3000 shotso Slow Transientn ~20 MW/m2, 300 shots (~10 s), frequency 10%o 10 s is enough to reach steady-stateo Disruptionn Peak load (estimated) : ~23 MJ/m2o worst case scenario (15 MA, H mode) (Pin = 50 MW) (t = 3 ms)o 12 times melting threshold (melt layer thickness : ~0.5 mm)n Acceptable heat load (and number of disruption) : ???
o must be very lowo ELMn Peak load (estimated) : ~1.7 MJ/m2o Type I ELM (7.5 KA, H mode) (Pin = 40 MW) (t = 0.33 ms)o Slight melting of W surfaceo Small pulse number is acceptable, but high cycle repetition could
cause serious problems (Cracking, edge melting, dust ejection)n Present target of max heat load: ~0.5 MJ/m2o May need more reduction ？: under discussion

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熱・粒子負荷のWへの影響（溶融）	
o 表面溶融の懸念事項
n 蒸発や微粒子放出による損耗促進o 微粒子放出（droplet ejection、splashing）は、スパッタリングによる原子放出に比べ炉心プラズマへの影響大n 脆弱な凝固層の形成
o 粒子放出・破断の懸念
o 亀裂の発生n 表面の凹凸の発生

Cross section of melt layerfrom TEXTOR exp.	

o 凸部への熱集中→さらなる溶融領域の拡大o さらなる溶融で凹凸は成長（平坦化しない）→凝固の際に表面張力により盛り上がるn モノブロック間の架橋
o 冷却管への曲げ応力発生→冷却管破断の可能性

過剰な溶融は絶対に避けなければならない	パルス熱負荷影響	

溶融を伴わない亀裂発生は、許容できるか？	

プラズマ負荷・定常-非定常熱負荷
混合照射影響評価が重要	

ディスラプションによる高い熱負荷で、このような状態になる可能性があるのでは？	
from J. Linke 	

7熱・粒子負荷のWへの影響（再結晶化）	
o Wモノブロックの表面温度（現在の設計の場合）
n ～1200℃：10 MW/m2（通常運転時）
o 再結晶温度（～1300℃）以下o 再結晶化は問題にならないn ～2300℃：20 MW/m2（slow transient）
o 再結晶化が進行o リーディングエッジ対策によりさらに熱負荷増（温度上昇）o 再結晶化の影響
n 結晶粒径の増加
n 結晶方位の乱雑化→結晶粒界の密着性低下（強度低下）→ 結晶粒の放出やそれに伴う異常損耗の懸念：要検討課題
特に、後に述べるパルス熱負荷やヘリウムプラズマ照射との相乗効果の解明が喫緊の課題

8熱・粒子負荷のWへの影響（ヘリウムプラズマ影響）	
o ヘリウムナノバブル層（＜700℃）＊温度はおおざっぱな目安	
NAGDIS (Nagoya U.)	n 厚みが薄く（数10 nm）影響は限定的

T ~ 1,400 K 	

o 亀裂の起点となる可能性はあるn 髙フルエンス照射下でトリチウム蓄積軽減（○）

o ナノ構造（700℃～1700℃）
n PWIの観点から好ましい性質ありo 物理スパッタリング率が低いo パルス負荷から表面を保護（亀裂発生の抑制）

n 検討を要する点o 単極アークを誘発しやすい→異常損耗やダストの発生？要検討o 表面ヘリウムバブル（1700℃＜）n 厚みが1 µmのオーダーと厚いo 機械的・熱的特性劣化は無視できないn 再結晶化も同時進行

NAGDIS (Nagoya Univ.)	

o 粒界にHeバブルの蓄積→粒界放出（次スライド）

n （Heプラズマ＋Slow transient）時の懸念事項

T ~ 2,100 K	

9ITERのWダイバータ使用に関する議論のポイント	
非放射化フェーズ	

放射化フェーズ	Non nuclear phase(H, He)	 Nuclear phase(D, DT)	Q～10	
W only	W	

CFC/W -> W	 CFC/W	W	

CFC/W	W	
ライセンスの問題で現在、Cはnuclear phase で使用不可	

o ITERは放射化フェーズ（Q～10）で、Wダイバータを使用
o WダイバータでQ～10を達成するために必要な“準備”が、Wダイバータでスタートした場合に可能かどうかが問題
n 非放射化フェーズでのWとCFCの優劣の比較で終わってはいけないn 非放射化フェーズでWを使った場合の現実的な解の存在が問題o Wダイバータでスタートした場合のリスク評価が重要

会合概要	

11o 次回の予定：17th DivSOL ITPA meeting
Date : October 15 – 17 (2012)
Location : San Diego (USA)
Host : UCSD
Planned Agenda： Retention & migration (1day)
Heat flux (1 day) :maybe joint session
Tungsten R&D (1 day)n 発表予定：Wの表面損傷（ヘリウムプラズマ、パルス熱負荷）の影響
JADAにおけるWダイバータの開発
He誘起ナノ構造の損耗
He照射再結晶タングステンの損耗 等n
n
n
n

o 2013年中に、第1期Wダイバータの採否を決定o 2013年5月頃までに、ITPAの各トピカルグループにおいて、科学的な知見からのWダイバータ評価をまとめる。

総合討論の議論のポイント	o 評価すべき課題は何かn 評価基準はn 今後進めるべき研究はo 日本からの貢献についてn 実験研究、機器評価による貢献
n データ分析や、シミュレーション等による貢献	

検討すべき課題（例）	
o プラズマ制御法の最適化
n Wダイバータでは、高いパルス熱負荷を伴うディスラプション、あるいはELMは絶対に避けなければならない。それを避けつつ、Q~10達成への道筋が描けるか。
n 非接触ダイバータプラズマや放射冷却による熱負荷制御法を、Wの大きな損傷を伴わずに確立できるか。
n プラズマのスタートアップのシナリオ作りができるか。
n Wダイバータを使って、α加熱のない非放射化フェーズでの知見から、DTプラズマの制御法が見通せるか。

o タングステン材料の熱・粒子影響n 定常運転中のVDEによる高い熱負荷により、再結晶温度（1300℃～1500℃）を越える。再結晶化による表面損傷は許容できるか。
n Heプラズマ照射影響（He運転フェーズ）は許容できるか。
n He損傷やパルス負荷損傷がDTフェーズでのW使用に悪影響を及ぼさないか。

o 主張を裏付ける分析結果や実験データが必要現在進めている課題	
o 再結晶温度（＞1300℃）でHe照射されたWの損耗n 高温でHeプラズマを照射（NAGDIS、名大）→ 低温で重水素プラズマを照射（NAGDIS、名大）：重水素の蓄積による粒界放出→ レーザーによるELM様パルス繰り返し照射（阪大）：熱応力や熱疲労による粒界放出→ ELM様パルスプラズマ照射（兵庫県立大）：熱応力や粒子注入による粒界放出o 表面損傷を持つWモノブロックの熱疲労影響n ELM様パルスプラズマ照射（兵庫県立大）n ディスラプション様パルス熱負荷照射（JEBIS、原子力機構）→ 熱疲労試験（～20 MW/m2）（JEBIS、原子力機構）

W dust generation by He plasma irradiation!

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NAGDIS-II, Nagoya Univ.

High Z dust has a strong influence on plasma operation	

W dust is ejected by He bubbles along the grain boundary.	

再結晶化＋He照射影響の例	
Grain ejection"

He exposure at 1600 K, then D plasma exposure at 550 K
D. Nishijima et al., J. Plasma Fusion Res. 81 (2005) 703.