平成24	  年度 ダイバータおよびＰＷＩ合同研究会 2012,	  7/23-­‐24	  	  於：筑波大学	  LHDにおけるタングステン研究の進展

核融合科学研究所	  時 谷 政 行	  1.	  ヘリウムによる損傷	  2.パルス熱・粒子負荷特性（損耗/溶融と亀裂生成）	  3.	  Mixed-­‐material堆積層の形成	  4.中性子損傷	  LHDではやらない	

重要な4つの課題	

LHDでは定常放電の特徴を生かした研究を	
LHD定常放電	-­‐	  GAMMA-­‐10	  -­‐	  NAGDIS	  -­‐	  JUDITH	  -­‐	  MAGNUM-­‐PSI	  -­‐	  Pilot-­‐PSI	  -­‐	  QSPA	  -­‐	  JEBIS	  -­‐	  ACT	  相互比較	

3.	  Mixed-­‐material
堆積層	1.	  ヘリウムによる損傷	

2.	  パルス
熱負荷特性	

高熱負荷→温度勾配	
粒子エネルギー分布	

強磁場の存在	
各課題に対して定常放電で見えてくるもの			  1.ヘリウムによる損傷	  2.パルス熱・粒子負荷特性	  3.	  Mixed-­‐material堆積層	  -­‐	  W-­‐fuzzの生成	  -­‐	  アーキングの物理	  -­‐	  Heと水素同位体の定常的な同時照射効果の理解	  -­‐	  ダスト生成への影響	  -­‐	  溶融・損耗物体の移動機構	  -­‐	  構造変化	

-­‐	  堆積層の成長と剥離/放出の時間スケール	  -­‐	  堆積層による壁排気特性の時間スケール	  -­‐	  ダスト生成への影響	これまでのLHDのW研究で注力されてきたキーワード:	  	  1.	  ヘリウムによる損傷	  2.パルス熱・粒子負荷特性	  3.	  Mixed-­‐material堆積層	  今日はこの部分を短めに紹介	Fundamental	  studies	  of	  He	   has	   a	   strong	   interacPon	   with	   laRce	  defects	   such	   as	   vacancies	   or	   dislocaPon	  loops.	  	  	  (a) He irrad. @ 0.25 keV

R.T.
5.0x1021He/m2

1073K
9.2x1020He/m2

Property	  of	  He	  in	  metal	  (e.g.	  W)	! High	  mobility	  (EIM∼0.24eV)	
! Low	  solubility	  (E2IB>0)	
! High	  binding	  energy	  with	  vacancy	  (EVB∼ 4.7eV)	
He	
0.24	  eV	  ∼	5.5eV ∼	surface	  20nm(b) D irrad. @ R.T. (Room temperature)

0.5keV

2.0keV

3.0keV

5.4x1021D/m2

1.5x1022D/m2

2.3x1022D/m2～4.7eV	  vacancy	  50nm

So	  injected	  helium	  in	  metals	  are	  diﬃcult	  to	  desorbs	  from	  the	  matrix.	

TEM	  images	  of	  W	  irradiated	  with	  (a)	  0.25keV-­‐
He+	  	  in	  diﬀerent	  temperature	  and	  (b)	  various	  energy	  of	  D+	  in	  room	  temperature.	  

Special	  feature	  of	  the	  He	  irradiaPon	  eﬀects	  to	  metals	  would	  be	  lead	  to	  change	  of	  the	  surface	  properPes	  of	  the	  plasma	  facing	  component.	  	  (e.g.	  H	  retenPon	  or	  DegradaPon	  of	  the	  material)	  Damages	  by	  He	  on	  the	  LHD	  W	  divertor	  Some	  kinds	  of	  tungsten	  experiments	  exposed	  to	  the	  divertor	  plasma	  has	  been	  conducted.	  
Typical	  parameters	  of	  divertor	  plasma	  Ø Te ∼Ti ∼ 10-­‐20	  eV	  Ø ne ∼1018	  m-­‐3	  Ø ParPcle	  ﬂux ∼ 1023	  He/m2s	  Ø Av.	  heat	  ﬂux ∼ 3	  MW/m2	

W-­‐helical	  divertor	
Cross-sectional TEM image	Top surface	W	  exposed	  to	  divertor	  plasma	  Vacuum	  vessel	  (He	  discharge)	
Exposed for only 1s (1 shot)	

SEM	TEM	

Bubble	  layer	
20nm	Plasma	  1I-L19	

Eroded	  area	Probe	  head	  Bubbles	
10nm	  Divertor array	

Small	  holes		  1µm	  4.5L	  Port	  New	  PWI	  study	  “W-­‐Fuzz	  expose	  to	  LHD	  divertor	  plasma”	
Recently,	  the	  most	  intensive	  damages	  by	  helium	  on	  tungsten	  surface	  (W-­‐fuzz)	  have	  been	  energePcally	  reported	  in	  laboratory	  device.	

Back	  ground	  Ø W-­‐fuzz	  structure	  is	  easily	  formed	  when	  the	  temperature	  is	  in	  the	  range	  1000-­‐2000	  K,	  and	  the	  incident	  	  energy	  of	  helium	  is	  higher	  than	  20	  eV.	  Such	  a	  structure	  might	  be	  also	  formed	  in	  "steady	  state	  plasma	  operaRons"	  with	  helium	  gas	  puﬃng	  in	  LHD	  divertor	  armour	  in	  the	  near	  future.	  
Ø The	  results	  from	  the	  NAGDIS	  have	  revealed	  that	  such	  ﬁne	  ﬁberform	  structure	  could	  make	  it	  signiﬁcantly	  easier	  to	  trigger	  a	  unipolar	  arcing	  and	  exfoliate	  some	  areas	  of	  the	  W-­‐fuzz	  structure	  itself.	  The	  iniRaRon	  of	  arc	  could	  lead	  to	  a	  large	  scale	  exfoliaRon,	  which	  must	  be	  the	  serious	  impurity	  sources	  for	  fusion	  plasmas.	  
However,	  irradiaRon	  tests	  of	  the	  W-­‐fuzz	  in	  the	  large-­‐sized,	  high-­‐ﬁeld	  plasma	  conﬁnement	  devices	  have	  been	  scarcely	  conducted	  so	  far.	  

Fig.	  1.	  Growth	  process	  of	  W-­‐fuzz	  irradiated	  with	  low	  energy	  He	  ion	  (up	  to	  5.5×1025He/m2)	  [1].	

Fig.	  2.	  Picture	  of	  the	  arc	  trails	  on	  W-­‐fuzz	  specimen	  in	  NAGDIS	  [2].	
[1]	  S.	  Kajita	  et	  al.,	  Nucl.	  Fusion	  49	  (2009)	  095005	  [2]	  S.	  Kajita	  et	  al.,	  J.	  Phys.	  Lej.	  A373	  (2009)	  4273-­‐4277	  ExfoliaPon	  of	  the	  tungsten	  ﬁberform	  nano-­‐structure	  by	  unipolar	  arcing	  in	  the	  LHD	  divertor	  plasma	  M.	  Tokitani,	  Nucl.	  Fusion	  51	  (2011)	  102001	  ObjecPve	  W-­‐fuzz	  layer	  produced	  in	  the	  NAGDIS	  was	  exposed	  to	  the	  LHD	  hydrogen	  divertor	  plasma	  to	  invesPgate	  erosion	  of	  the	  W-­‐fuzz	  due	  to	  the	  generaPon	  of	  the	  unipolar	  arcing	  on	  the	  fuzzy	  surface.	  
Amer	  the	  exposure,	  surface	  analyses	  of	  the	  eroded/exfoliated	  area	  were	  performed	  by	  using	  SEM	  and	  laser	  microscope.	  

Amer	
NAGDISHe discharge

W-­‐Fuzz	  (t≈1.4µm)	

Before	Vacuum	  vessel	  Plasma	  Virgin	  W	Probe	  head	  ・Temp.：1460K
・Flux：1.21×1022 He/m2s
・Fluence：2.17×1025 He/m2 Scratched	  line	
・Irrad. energy：57eVMo	  mask	

1cm	

B	

ExfoliaPon	  of	  the	  W-­‐fuzz	

2µm	

1cm	

4.5L	  Port	  LHDH discharge
・#103812 (1 shot only)
・NBI#1~5 (2s injection)

SEM	  and	  laser	  microscope	  image	  (a-­‐1)	

Brownian	  moPon	(b-­‐1)	
500µm	
250.0	

8.8µm	

0.0	
250.0	100µm	
(a-­‐2)	
Return	Return	Scratched	  line	

50µm	

500.0µm	u Very	  ﬁne	  and	  randomly	  moved	  unipolar	  arc	  trails	  were	  clearly	  observed.	  Spot	  size：8µm	  (W)	  x	  1µm	  (D)．	  
u The	  fuzzy	  surface	  was	  exfoliated	  by	  conPnuously	  moving	  arc	  spots	  even	  for	  the	  very	  short	  exposure	  Pme	  (<	  2s).	  
u This	  is	  the	  ﬁrst	  observaPon	  of	  unipolar	  arcing	  and	  exfoliaPon	  of	  some	  areas	  of	  the	  W-­‐fuzz	  structure	  itself	  in	  a	  large	  plasma	  conﬁnement	  device	  with	  high-­‐magnePc	  ﬁeld.	  
u Their	  moPon	  was	  almost	  equal	  to	  Brownian	  moPon	  (Fractal	  analysis).	  
u Arc	  spots	  cannot	  go	  inside	  of	  	  the	  scratched	  line.	  

W-fuzz can lead to the initiation of arcing and subsequently cause alarge scale exfoliation of W and provision of a significant W source.	

Inﬂuence	  of	  the	  incidence	  angle	  for	  the	  moving	  direcPon	  Direction of the magnetic field
line is important for the motionof the arc spots.	

Linear	  moPon	

Vacuum	  vessel	  Plasma	  B	  direcRon	
Probe	  head	  W-­‐Fuzz	  (tFuzz≈1.4µm)	

-­‐JxB	  direcRon	
100µm	

4.5L	  Port	  これまでのLHDのW研究で注力されてきたキーワード:	  	  1.	  ヘリウムによる損傷	  2.パルス熱・粒子負荷特性	  3.	  Mixed-­‐material堆積層	  今日はこの部分を短めに紹介	IdenPﬁcaPon	  of	  WI	  emission	Obs.	  line	~1017W/m2s以上で検出可能	by	  M.	  Goto	  642019-3ne(FIR) [10 m ]NBI [MW]W-­‐Ple	Eq.	  line	

2
10
3.0

#102241	  3.9-­‐4.8s	  (Time	  integraRon)	   Ti~6keV	  3.9s-­‐4.8s	  (Time	  integraRon)	  #1[MW]#2[MW]#3[MW]u Emission	  of	  WI	  line	  was	  clearly	  observed	  from	  the	  W-­‐Ple	  by	  #4[MW]#5[MW]
visible	  spectrometer	  with	  the	  integraPon	  Pme	  between	  3.9-­‐4.8s.	  
u SpaPal	  distribuPon	  of	  the	  WI	  emission	  does	  not	  show	  broader.	  
This	  means	  that	  emijed	  W	  atoms	  not	  so	  deeply	  injected	  into	  the	  bulk	  plasma.	  
u StarPng	  Pme	  of	  the	  WI	  emission	  seems	  to	  be	  close	  to	  the	  Pming	  of	  the	  C	  pellet	  injecPon.	  
3.5
4.0
4.5
5.0
5.5
6.0
u RelaPonship	  of	  the	  C	  pellet	  injecPon	  and	  WI	  emission	  should	  be	  C-­‐pellet	   Time [s]considered	  in	  subsequent	  analysis.	  
injecPon	“Transport” and “Deposition” of W	
2

W areal density [W/m ]

20x10
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0

R20	02040

2

W areal density [W/m ] W areal density [W/m ]1400u DistribuPon	  distance	  of	  the	  spujered	  W	  atoms	  were	  not	  so	  406080
100 120 140far.	  
Reference position [mm]u Deposited	  W	  atoms	  R16	
were	  mostly	  located	  on	  the	  private	  region.	  	  20x102120020

406080100 120 140 160

Reference position [mm]20x102

W areal density [W/m ]W-­‐coated	  Rle	100R18	20

1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.080

Reference position [mm]

20x10
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.060

1.0
0.8
0.60.40.20.0R8	020406080 100 120 140 160 180

Reference position [mm]

Wのスパッタリング損耗	  1.	  分光分析	  p Visible	  spectrometerは，W	  neutral	  ﬂuxに対してどのくらいの感度があるのか？	
Ø ~1017W/m2s以上で検出可能．	
p プラズマコア部でのWの蓄積の有無がどうにかして確認できないか？	
Ø Visible,	  VUV	  双方で明瞭なピークは確認できなかった．	

2.	  損耗に寄与する入射Hのエネルギー分布	  Yield rate [atoms/ion]p タイルへの入射粒子のエネルギー分布を評価してみては？	
Ø 500eV以上：0.3%，400eV以上：3%，300eV以上：18%	  H	  →	  W	-210SMITH, J.N. et al.
ROTH, J. et al.
Eckstein, W. et al.
Yamamura, Y. et al.

-310-410-510210310410

Energy [eV]510パルス熱・粒子負荷による損耗/溶融	
カーボン	

挿入位置	

Z	  

微小タングス
テンロッド	Mo	  bolt固定	

SUS316	

照射後のタングス
テンロッドの写真	

4.5L	  Port	  	  

計測	プラズマとWロッドの接触の当初の予想ポイント	
実際のストライクポイント	u 放電中のタングステン溶融物の飛散を可視カメラで観察．	  
u 放電中のタングステン元素の放出を分光器で観察．	  実験結果と考察	

3.69s	

4.29s	

5.33s	

タングステンロッド発光の時間変化 (#103256)	

タングステンロッド周辺部とバルクプラズマ中でのWI(400.9nm)スペクトルの比較(#103255)	

u 溶融が確認される2本のタングステンロッドにダイバータプラズマが照射された．黒鉛タイルとは接触していない．	  
u 放電時間の経過と共にロッド先端部の発光が顕著になる．	  
u W溶融物の飛散をカメラで確認することはできなかった．	  
u 可視分光計測より，タングステンロッド周辺部にWIラインスペクトルの強い発光が確認された．	  
u バルクプラズマ中での発光は見られなかったため，プラズマへの目立った影響はなかった．	  
u 黒鉛タイルに飛散したタングステンの付着が確認されたため，今後分析を行い，タングステン元素放出の方向依存性を導出する予定．	  溶融層周辺の損傷特性	

20µm	

4µm	

全体像	
1mm	

20µm	
4µm	

Hキャビティの形成	

TEM	  images	  of	  W	  irradiated	  with	  LHD	  divertor	  plasmas.	  
100-­‐200eV,	  ~1022-­‐23	  ions/m2s.	  H	  irradiaPon	  eﬀects	  in	  LHD	20nm(b) D irrad. @ R.T. (Room temperature)

CaviPes	  are	  diﬃcult	  to	  form	  in	  the	  H	  irradiaPon	  	ØIn	  the	  hydrogen	  irradiaRon,	  no	  defects	  clusters	  are	  formed	  if	  the	  incident	  energy	  of	  the	  ion	  is	  less	  than	  2keV	  [2].	  In	  that	  case,	  injected	  hydrogen	  atoms	  can	  easily	  desorbed	  up	  to	  the	  800	  K	  [3,4].	  Even	  if	  the	  energy	  is	  higher	  than	  the	  threshold	  value,	  formaRon	  of	  dense	  caviRes	  has	  not	  been	  observed	  for	  the	  irradiaRons	  up	  to	  the	  order	  of	  ~1022	  ions/m2	  [5].	  

Large	  size	  caviPes	  were	  densely	  observed	  in	  LHD	Ø

Unexpected	  damages	  such	  as	  formaRon	  of	  ﬁne	  caviRes	  were	  observed	  in	  the	  LHD	  experiments	  ØSynergisRc	  eﬀects	  of	  high-­‐heat	  and	  -­‐parRcle	  loads	  would	  cause	  the	  undesired	  extensive	  damages	  for	  tungsten,	  and	  such	  damages	  change	  the	  retenRon	  property	  of	  the	  hydrogen	  isotope.	  

0.5keV

2.0keV

3.0keV

5.4x1021D/m2

1.5x1022D/m2

2.3x1022D/m2

50nm

TEM	  images	  of	  W	  irradiated	  with	  various	  energy	  of	  D+	  in	  room	  temperature.	  

SystemaPc	  experiment	  of	  high-­‐heat	  and	  -­‐hydrogen	  loading	  in	  W	  	ØSystemaRc	  experiment	  of	  high-­‐heat	  and	  -­‐hydrogen	  parRcle	  loading	  in	  tungsten	  focused	  on	  the	  microstructure	  change	  has	  never	  been	  done	  so	  far.	  

ØChange	  of	  the	  microstructure	  due	  to	  the	  high	  ﬂux	  hydrogen	  plasma	  irradiaPon	  will	  be	  observed	  as	  a	  funcPon	  of	  the	  ﬂux,	  energy	  and	  temperature	  in	  MAGNUM-­‐PSI.	  (TEXTOR	  collaboraPon)	  TEM	  images	  of	  W	  irradiated	  with	  LHD	  divertor	  plasmas.	  100-­‐200eV,	  ~1022-­‐23	  ions/m2s.	  これまでのLHDのW研究で注力されてきたキーワード:	  	  1.	  ヘリウムによる損傷	  2.パルス熱・粒子負荷特性	  3.	  Mixed-­‐material堆積層	  今日はこの部分を短めに紹介	Mixed-­‐material	  deposiPon	  layer	 (a)	  H	  retenPon	
(a)	
100000211050000

100

10Counts [a.u.]

H counts
from ERD [a.u.]

Dep.	  layer	

22210

H areal density [H/m ]H areal profile

2019(b)	

1500
1000

WCFe

5000(b)	  Surface	  composiPon	

020406080100120140

Reference position [mm]

Depo.

Depo.

5000(75)4000 C	(d)	  SEM	  (115)EDS	  spectrum	  in	  S
TEM	
images	1µm	  (115)

3000
2000

O	

1000
020µm

200nm	  (c)	  Photo	  of	  No.	  2	  Ple	

Erosion(25)(75)
Counts(25)

Private side

01234

520µm keV

67891020µm

If we would want to suppress the hydrogen co-deposition with carbon,
full W divertor system would be effective!!	

H areal density Divertor and Dome		 

1.6x1022

2122

1.2x1021	 6.0x10

4.0x1021
2.0x1021
050100

150

200

250

300

[H/m2][H/m2]

8.0x108.0x1021
21

4.0x100.0050

100

150

200

250

Position [mm]u Dome	  High	  H	  retenPon	  was	  located	  at	  the	  Lower	  and	  top	  region.	  	  u Divertor	  	  Highest	  H	  retenPon	  ~1.5×1022	  H/m2	  was	  observed	  near	  the	  strike	  point.	  The	  value	  was	  about	  two	  Pmes	  higher	  than	  that	  of	  the	  open	  divertor	  Ple.	  Mixed-material flakes on the “DOME”	
Firstly,	  Fe	  impuriRes	  were	  deposited,	  and	  then,	  majority	  of	  the	  impurity	  element	  was	  changed	  to	  the	  C	  at	  the	  late	  stage.	  
Fe	  deposiCon	  layer	  act	  as	  the	  iniCator	  of	  the	  exfoliaCon	  of	  the	  whole	  deposiCon	  layer!	  [1]	  5mm	  Top	  side	[1]	  M.	  Tokitani	  et	  al.,	  J.	  Nucl.	  Mater.	  417	  (2011)	  668	Back	  side	

100µm	  100µm	  1000

1000aカーボンテープを下に敷いて測定

2400

640

C	  rich	

480
400

1200

320

1000

00.00

1.00

2.00

3.00

4.00

Fe

160

Fe

600

200

240

FeKesc

800

5.00
keV

6.00FeKesc
CrCr
FeFe

Counts

1400

FeCounts

1600

400

Fe	  rich	

560

1800

O Cr
Cr Fe

2000

C

2200

80

7.00

8.00

9.00

10.00

0
0.00

1.00

2.00

3.00

4.00

5.00
keV

6.00

7.00

8.00

9.00

10.00

Mixed-material flakes on the “WALL”	
1000
1350

Mixed-­‐material	  of	  C	  and	  Fe	

1050

C

1200

600

Top	  side	

150

0
0.00

1.00

2.00

3.00

4.00

FeFe

450
300

Fine	  scratched	  like	  structures	  were	  formed.	  
Such	  scratched	  structures	  would	  have	  been	  caused	  by	  the	  SUS	  substrate.	  Because	  SUS	  wall	  surface	  has	  the	  original	  scratched	  structures	  due	  to	  the	  mechanical	  polish.	  

FeKesc5mm	  750

O FeCounts

900

5.00

6.00

7.00

8.00

keV

Back	  side	100µm	  100µm	  9.00

10.00

W-coated IG tiles were installed	
VPS-­‐W	  coaPng	  will	  be	  prepared	  for	  3	  pairs	  of	  divertor	  Ple.	  
H	  inventory	  and	  dust	  generaPon	  would	  be	  suppressed	  by	  VPS-­‐W.	  
The VPS-W layer with 125µm thickness
will be coated on the IG tile.

VPS-­‐W	  layer	

t=125µm	  Divertor	  Rle	W-­‐Re	  	  （Isotropic	  graphite)	   mulP	  layer	

Replacementposition

LHDフルタングステンダイバータのメリット	
現象の単純化とそれによる物理的メリットは大きい．	  
特に， 	  ⇒・水素同位体リテンションの抑制	  ⇒・ダスト生成の抑制	
カーボンダイバータ	

金属堆積層	

カーボン堆積層	

フルタングステンダイバータ	

金属堆積層	

Heによる金属
損傷	

Heによる金属損傷	

Mixed-­‐material	  堆積層	

金属材料のHe損傷	

カーボンへの集中したクラックの発生	

クラックの中央を結ぶ線	

TEM image of virgin IG-430U
and corresponding diffraction pattern.	

After the grain growth(Other tile)	

10mm	  Different	

1µm	  1µm	  定常放電とタングステンダイバータ	
フルタングステンダイバータを導入した場合，	

Ø 単位面積当たりの水素同位体の捕捉量が1桁以上減少．	  
⇒粒子コントロール（壁が突発的に燃料sourceとなることへの対策）が容易になる．	  

Ø 堆積層構造の単純化によりフレークの剥離によるダスト生成が減少する．	  
⇒不純物混入	  （A）密度上昇によるプラズマ崩壊	  （B）不純物(火花)による定常放電の停止	  	   これらの課題の解決につながる可能性が大	  導入したほうが良い．	
導入時に問題となる課題	

Ø バルク材料ではLHDの配管に設置するのは困難⇒W被覆黒鉛が現実的	  Ø カーボン材料をプラズマに見込ませては意味がない．W被覆黒鉛では側面や裏面もWコーティングする必要がある．⇒可能か？	  

Ø W被覆黒鉛は日本で製造できるメーカーがない．コストの面から国内メーカーで製造したほうが有利．メーカーと協力して製造法を開発する必要がある．	  まとめ	1.	  ヘリウムによる損傷	  Ø ダイバータプラズマへの照射実験により，Heによる損傷について知見が得られた．	  
Ø W-­‐fuzz層の強磁場中での照射試験によりユニポーラアークによる剥離を確認した．	  
2.パルス熱・粒子負荷特性	  Ø WダイバータからのWIの放出を確認した．放出されたWは近傍のダイバータタイルに堆積・分布していることがわかった．	  

Ø 強い熱・粒子負荷によって水素放電においても巨大サイズのHキャビティが形成されることを確認した．	  

3.	  Mixed-­‐material堆積層	  Ø 閉ダイバータ部ではドーム，受熱板上に~1022H/m2の水素捕捉を確認．カーボンタイルが複雑に入り組んだ構造のため，Mixed-­‐material堆積層の大規模な剥離が形成．	  

Ø 堆積層抑制のため今期より閉ダイバータの一部をW	  coated	  graphite	  Pleに交換した．