2019.10.03 – 10.04
九州大学応用力学研究所
高温プラズマ理工学研究センター
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

第16回QUEST研究会

トリチウムイオン照射時の保持量に対する材料温度依存性

富山大学研究推進機構
水素同位体科学研究センター
松山 政夫
1

発 表 内 容
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)[１] 研究の背景[２] トリチウム保持量の評価手法(BIXS)について
・ BIXS法の測定原理・特長及び測定装置の概要[３] トリチウムガス曝露(HT)に対する保持量のプラズマ曝露及びガス曝露温度の影響
・ Bare SS316L及びBare W並びにこれらのプラズマ曝露試料[４] イオン照射(DT+)に対する保持量の試料温度およびイオンエネルギー依存性・ Bare SS316L及びBare W[５] まとめ2[1] 背景（1/2）
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

J. Roth et al., Plasma Phys Control Fusion, 50(2008)103001(Implantation)(D+ or T+)(Trapping)(Reflection)(Recombination)(Diffusion)(Implantation)(Lattice Atoms)

Drawing of the various ion-PFM’s interactions.

Tritium inventory in ITER plasma-facing materials andtritium removal procedures.

核融合炉におけるトリチウム－材料相互作用に関する研究は、（１）核融合炉の定常運転、（２）トリチウムインベントリーの低減、（３）核融合炉における廃棄物の安全管理などの観点より不可欠である。

3

[1] 背景（2/2）
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

第一壁やダイバーター等のプラズマ対向材料におけるトリチウムの捕獲、溶解及び放出挙動に関する理解は以下の点に対して重要な役割を果たす:－ 燃料のリサイクリングや粒子バランスの制御－ 第一壁におけるトリチウム透過の低減－プラズマ対向材のトリチウムインベントリーの低減－ 炉材料の除染及び廃棄物管理

材料のバルクでの保持のみならずプラズマ粒子に対向する表面層での捕獲挙動が重要である
QUESTの構造材であるステンレス鋼(SS316L)及びプラズマ対向材であるタングステンへのトリチウムイオン照射における捕獲挙動の温度依存性を調べた。
4

Hydrogen Isotope Research Center (HRC)[2] 材料の表面層におけるトリチウム保持量の評価手法について- β線誘起Ｘ線計測法(BIXS) -5

トリチウムの保持量や深さ分布に関する測定法
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

β線誘起Ｘ線計測法(b-ray-Induced X-ray Spectrometry: BIXS)[測定法に対する要求事項]① 非破壊で測定可能② 表面層のトリチウム量の評価③ 内部のトリチウム量の評価④ 表面層と内部を弁別評価⑤ トリチウム深さ分布の評価[各種測定法]( : トリチウム)
β線の脱出深さ： 表面層と定義(SS316: 220 nm)(W: 80 nm) (Graphite: 0.5 mm)(空気: ～5 mm), (皮膚: ～6 mm)(T)(1) 表面拭き取り法（スミア法）(2) 放射線（b線）計測法：表面層のみ(3) 化学エッチング法(4) β線誘起Ｘ線計測法：BIXS法(H, D)(5) 物理エッチング法: GD-OES法等(6) 核反応法(7) 反跳粒子検出法

6

BIXS法によるトリチウム保持量及び深さ分布測定装置の構成
遮蔽体（Pbブロック）
Ar雰囲気Be箔

X線検出器 Liq. N2

試料支持体
Ge素子

Liq. N2

Ｔ-吸着・溶解試料

β線誘起Ｘ線計測装置の概略図
特長：
・測定装置の構成が極めて単純かつ装置の維持が容易
・装置の耐久性が高く、性能に対する経時変化が殆どない
7

[3] トリチウムガス曝露(HT)に対する保持量のプラズマ曝露及びガス曝露温度の影響
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

トリチウムガス曝露試験
試料：① Bare SS316l & W、② プラズマ曝露SS316L & W
トリチウムガス(HT)の圧力： 1.3 kPa、 曝露時間： 4 hr

曝露温度： 室温 ～ 673 K8計算機シミュレーションにより推定されたトリチウム深さ分布
ー ガス曝露温度 (623 K) ー
プラズマ曝露試料

4.03.0: Obs.

2.0Fe(K)

1.0Cr(K)Sample: Plasma-exposed SS316L

1.0

0.8

0.6

0.4

0.2

0.0
0Ni(K)50150

20002468

1012141618Ar(Kb)

0.80.6: Obs.

Fe(K)

0.4Cr(K)

0.2

Relative tritium concentration, C / -Sample: Bare SS316L
Tritium Exposure Conditions:
Exposure temperature: 623 K
Pressure of tritium gas: 1.3 kPa
Exposure time: 4 hr
Pre-heating temp. : 673 K
Measurement Time: 50 hr

Sample: Bare SS316L

1.00.80.60.40.20.0050

100150200

Depth, d / mm

02468101214

Energy of X-rays, E / keV

16180.8

Depth profile used for analysis of the X-ray spectrum observed for
non-exposed sample.

2.67 GBq/m2

Sample: QUEST Plasma Exposure
Tritium Exposure Conditions:
Exposure temperature: 623 K
Pressure of tritium gas: 1.3 kPa
Exposure time: 4 hr
Measurement Time: 60 hr

Fe(K)

0.6Cr(K)

0.4: Obs.
0.2: Calc.

Ni(K)

0.002

46810121416

18

5.3倍！

末曝露試料

(2016.06.16)

1.0Ar(Kb)

Energy of X-rays, E / keV

14.2 GBq/m2

SS316L中でのβ線の脱出深さ= 0.22 mm (5.7 keV)

(2016.09.06)

1.0

Depth profile used for analysis of the x-ray spectrum observed forplasma-exposed sample.

Energy of X-rays, E / keV

0.0

250

Depth, d / mm

0.0Counting rate, N / counts min-1 (E)-1100

250

Counting rate, N / counts min-1 (E)-1Sample: QUEST Plasma Exposure
Tritium Exposure Conditions:
Exposure temperature: 623 K
Pressure of tritium gas: 1.3 kPa
Exposure time: 4 hr
Measurement Time: 60 hr

Ar(Kb)

Relative tritium concentration, C / -Counting rate, N / counts min-1 (E)-1

5.0

Counting rate, N / counts min-1 (E)-1

Hydrogen Isotope Research Center (HRC)(2016.09.06)

1.0

Sample: Bare SS316L
Tritium Exposure Conditions:
Exposure temperature: 623 K
Pressure of tritium gas: 1.3 kPa
Exposure time: 4 hr
Pre-heating temp. : 673 K
Measurement Time: 50 hr

Ar(Kb)

0.8

0.6Fe(K)

0.4Cr(K): Obs.
0.20.0: Calc.

02468101214

Energy of X-rays, E / keV

16189タングステンへのトリチウムガス曝露で観測された
Ｘ線スペクトルの例 (673K)
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

Bare W: Bare W
Tritium Exposure Conditions:
Exposure Temp. : 400oC
Exposure Pressure: 1.3 kPa
Exposure Time: 4 hr
Degassing Temperature:
Temp. : 400oC

0.80.6

Red solid line: BG

W(M )1.859 cpm

0.40.2W(L )0.095 cpm

0.0Counting rate, N / counts min-1 ( E)-1

Counting rate, N / counts min-1 ( E)-1

1.0
Ar(K )
4.700 cpm

Plasma-exposed W (W-2)(2019.08.08)

Ar(K )
17.820 cpm

3.0

Sample: Quest Plasma-exposed W(2018_8: W-2)
Tritium Exposure Conditions:Temperature: 400oC
Pressure: 1.3 kPa
Time: 4 hr
Degassing Condition:
Temperature: 400oC

W(M )9.473 cpm

2.0: Obs.

1.0
W(L )
0.506 cpm

0.002

468101214

Energy of X-rays, E / keV

1618024681012141618

Energy of X-rays, E / keV☞ W試料ではAr(Kb)と共にW(M) に加えて強度は弱いがW(L)の３本が観測される。
☞ Plasma-exposed W試料の保持量は未曝露試料の４～５倍程度まで増加した。
☞ 強度比(W(M)/Ar(Kb))はBare W<Plasma-exposed Wとなり、W(L)/W(M)の強度比もBare W<Plasma-exposed Wとなった。このような強度比はPlasma-exposed W試料の表面（層）におけるトリチウム濃度が相対的に高いことを示唆している。
10

タングステンへのトリチウムガス曝露に対する保持量の温度依存性
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

Plasma-exposed W (W-2)

Bare W
204

Intensity of characteristic X-ray peakI / counts min-1

Intensity of characteristic X-ray peakI / counts min-1

5Sample: Bare W: W(M ): Ar(K ): W(L )

Ar(K)

32

1W(M)

15

Sample: Plasma-exposed W-2
in QUEST: W(M ): Ar(K ): W(L )

Ar(K)

10W(M)500300350

400450500550600650

Tritium exposure temperature, T / K

Bare Wに対する保持量の温度依存性

700

300

350

400

450500550600650

700

Tritium exposure temperature, T / K

Plasma-exposed Wに対する保持量の温度依存性☞ Bare W：トリチウム保持量は温度上昇と共に増大したが、W(M)/Ar(K)<1であった。
☞ Plasma-exposed W：保持量は温度上昇と共に急激な増加傾向を示し、Bare Wより約４倍程度まで達した。

11[4] イオン照射(DT+)に対する保持量の試料温度及びエネルギー依存性
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

イオン照射試験
試料： Bare SS316L 及びW
前処理：照射温度で10-5Pa以下まで加熱排気照射中の試料温度： RT～623K
イオンエネルギー(DT+)： 0.5 及び2.5 keV
照射時間： 1 hr

12

トリチウムイオンの照射装置等
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

表１． イオン照射装置の基本仕様

トリチウム濃度測定用BIXS

イオン銃

Ion species

H2+, D2+, DT+, He+, Ar+

Ion flux～1×1017 m-2s-1 (DT+)

Ion energy

0.5 - 3.0 keV

Ion current

0.3 - 1 mA

Pressure

1.3×10-4 Pa

Irradiation time～120 min (Max.)6× 6×0.5 mm (3 samples)試料移動

Sample size

試料移動

10×10×0.5 mm (2 samples)
15×15×0.5 mm (2 samples)

Spot size

5 mmfPre-heating～800 K (Max.)

Vacuum pressure <1×10-6 Pa (RT)・ トリチウムガスの供給・回収： ZrNi合金を充填した二重の金属製ゲッター容器（最高700 K）
・ 照射時間： 最長２時間程度、 ・ 試料電位： 0 ～ 10 V印加（イオン照射時）
・ 試料表面及び内部のトリチウム量測定： BIXS(ベータ線誘起X線計測法)
・ 試料： Bare SS316L及びBare W(15x15x0.5 mm3)13

トリチウムイオン(DT+)の照射に対する深さ分布のSRIM計算
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

Sample: SS316L(E = 0.5 keV / DT+)
: Relative Tritium Concentration

1.0Relative concentration, CR / -(E = 2.5 keV / DT+)
: Relative Tritium Concentration

1.0Target: Stainless Steel
Energy of DT+: 0.5 keV

Target: Stainless Steel
Energy of DT+: 2.5 keV

Range of tritium ions: 5.1 nm

Range of tritium ions: 17.6 nm

0.5

0.50.00.0010203040506001020Depth, d / nm

30405060Depth, d / nm

トリチウムの深さ分布図
Calculation Program: SRIM-2011.06, Target: SS316L, Energy of DT+: 0.5 and 2.5 keV☞ Range: 5.1 nm for 0.5 keV, 17.6 nm for 2.5 keV14トリチウムイオン(DT+)の照射に対する深さ分布のSRIM計算
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

Sample: W(E = 0.5 keV / DT+)
: Relative Tritium Concentration

1.0

Target: W
Energy of DT+: 0.5 keV
Range of tritium ions: 5.4 nm

0.50.0: Relative Tritium Concentration

1.0

Relative concentration, CR / -Relative concentration, CR / -(E = 2.5 keV / DT+)
Target: W
Energy of DT+: 2.5 keV

0.8

Range of tritium ions: 16.3 nm
0.60.40.20.00102030405060010

Depth of tritium, d / nm

2030405060

Depth of tritium, d / nm

トリチウムの深さ分布図
Calculation Program: SRIM-2011.06, Target: W, Energy of DT+: 0.5 and 2.5 keV☞ Range: 5.4 nm for 0.5 keV, 16.3 nm for 2.5 keV
15トリチウムイオンを照射したBare SS316LのBIXS測定例 (293 & 296 K)
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

Sample: SS316L
E = 2.5 keV

Sample: Bare SS316L
Tritium Irradiation Conditions:
Irradiation temperature: 293 K
Ion energy: 0.5 kev/DT+
Irradiation time: 1 hrFluence of DT ions: 3.0x1020 m-20.06Ar(Kb)
0.04

0.02

Cr(K) Fe(K)Counting rate, N / counts min-1 (E)-1

Counting rate, N / counts min-1 (E)-1

E = 0.5 keV

Sample: Bare SS316LTritium Irradiation Conditions:
Irradiation temperature: 296 K
Ion energy: 2.5 kev/DT+
Irradiation time: 1 hr
Fluence of DT ions: 5.83x1020 m-2Ar(Kb)
0.06

0.04

0.02

Cr(K) Fe(K)

0.00

0.00
02468101214

Energy of X-rays, E / keV

1618024681012141618

Energy of X-rays, E / keV☞ イオンフルエンス： 3.0E20 DT+ /m2 for 0.5 keV, 5.8E20 DT+ /m2 for 2.5 keV☞ 室温付近での照射では、Ar(K)の強度変化より、イオンエネルギーが増大してもフルエンスを考慮すると表面（層）の保持量が逆に減少していることが知られた。
16

Bare SS316Lに対するトリチウム保持量の照射温度依存性
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

0.10: 0.5 keV
0.08

0.06

0.04

0.02

0.10

: 2.5 keV
0.08

0.06

0.04

0.02

Ar(K) intensity normalized by fluence
I / 1020 cpm m-2

トリチウムイオン照射 (2.5 keV)

Ar(K) intensity normalized by fluence
I / 10-20 cpm m-2

トリチウムイオン照射 (0.5 keV)

0.000.00
300350400450500550600

Irradiation temp., T / KAr(Kb)のピーク強度と照射温度との関係

300350400450500550600

Irradiation temp., T / KAr(Kb)のピーク強度と照射温度との関係☞ イオンエネルギーが0.5 keVの場合、温度上昇と共にAr(Kb)の強度は減少、即ち表面（層）の保持量は減少し、523 K以上で逆に増加傾向を示した。
☞ 一方、2.5 keVでは400 K付近まではあまり変化がなく、これ以上の温度で緩やかな減少傾向を示した。
☞ この様な温度依存性を考慮すると、保持量低減の観点からは材料温度を523 K付近に保持することが有利であると言える。

17

トリチウムイオンを照射したBare ＷのBIXS測定例 (393 K)
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

Sample: W
E = 0.5 keV

E = 2.5 keV
0.10Counting rate, N / counts min-1 ( E)-1

Counting rate, N / counts min-1

0.10
Sample: T-ion irrad. W
Irrad. conditions:
Ion Energy: 0.5 keV
Irrad. Time: 1 hr
Irrad. Temp.: 393 K
Pre-heat treatment: 393 K

0.08

Ar(Kb)
0.06

W(M)
0.04

: Obs.
0.02

Sample: Bare W
Tritium Irradiation Conditions:
Irradiation temperature: 393 K
Ion energy: 2.5 kev/DT+
Irradiation time: 1 hr
Fluence of DT ions: x1020 m-2Pre-heating temp. : 393 K
Measurement Time: 70 hr

W(M)0.08Ar(Kb)
0.06: Obs.

0.04

0.02

W(L )
? cpm

0.00

0.00
024681012

Energy of X-rays, E / keV

141618024681012141618

Energy of X-rays, E / keV☞ イオンフルエンス： 3.4E20 DT+ /m2 for 0.5 keV, 5.9E20 DT+ /m2 for 2.5 keV☞ イオンの加速エネルギーが増大すると強度比（W(M) / Ar(Kb)）が逆転した。これは表面（層）直下のトリチウム量及び濃度が増大していることを示唆している。
☞ また、ステンレス鋼の場合と同じようにイオンエネルギーを増大すると保持量は減少した。

18

Bare Ｗに対するトリチウム保持量の照射温度依存性
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

トリチウムイオン照射 (2.5 keV)

0.12: 0.5 keV
0.10

0.08

0.06

0.04

0.02

Ar(K ) intensity normalized by fluence
I / 10-20 cpm m-2Ar(K ) intensity normalized by fluence
I / 10-20 cpm m-2

トリチウムイオン照射 (0.5 keV)
0.12

: 2.5 keV
0.10

0.08

0.06

0.04

0.02

0.00

0.00
300

350

400

450500550

600

Irradiation temp., T / KAr(Kb)のピーク強度と照射温度との関係

300

350

400

450500550600

Irradiation temp., T / KAr(Kb)のピーク強度と照射温度との関係☞ 0.5 keVでは、一旦温度上昇と共に増大傾向を示すが、更なる温度上昇に伴い減少し、523 K以上で再び上昇傾向を示した。この傾向はSS316Lと類似している。
☞ 一方、2.5 keVでは 400 Kまで殆ど変化が見られなかったが、更に温度を上げると減少傾向を示し、0.5 keVの場合と同様に523 K以上で逆に増加傾向を示した。
☞ 保持量低減の観点からは材料温度を523 K付近に維持することが有利であることを示唆している。

19

Bare Wで観測されたW(M)とAr(Kb)ピークの強度比に対する温度依存性
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

1.5Sample: W
Irradiaiton conditions:
Irradiaiton time: 1 hr
Ion energy: 0.5 keV/DT+(2.5 keV): W(M )/Ar(K )1.00.5

300

350

400

450

500

Irradiation temp., T / K

550

600

Intensity ratio of W(M ) to Ar(K ), R / -Intensity ratio of W(M ) to Ar(K ), R / -(0.5 keV)

: W(M )/Ar(K )1.5

1.00.5Sample: W
Irradiaiton conditions:
Irradiaiton time: 1 hrIon energy: 2.5 keV/DT+
300

350

400450500550

600

Irradiation temp., T / K☞ 0.5 keVのイオン照射では温度上昇とともに強度比が0.5から増大し、500 Kで1を超えた。
☞ 一方、2.5 keVでは室温照射から1以上となり、600 Kでは逆に1より僅かに小さくなった。
☞ W(M)/Ar(Kb)の強度比が１以上に達したことは、次の図の計算結果が示すようにトリチウムの分布が少なくとも20 nm以上まで広がっていることを示している。
20

Wに対するトリチウム保持層の深さとＸ線スペクトルの強度変化の関係 – Geant 4による計算 Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

1000 nm600
40001000

50 nm

50001000

20 nm

500

Intensity of X-rays, I / arb. units

5002000500 nm

600
4002000300 nm

600
400

Intensity of X-rays, I / arb. units

100 nmIntensity of X-rays, I / arb. units

2000

800

1000

: W(M ): Ar(K ): W(L )
1500

1000

500

020002000010000 nm

600

800

1000

Depth of tritium layer, d / nm
150 nm600

特性X線の強度変化

400

500

400

200002468101214

Energy of X-rays, E / keV

1618024681012141618: W(M )/Ar(K ): W(L )/Ar(K ): W(M )/W(L )Energy of X-rays, E / keV

トリチウム層の各深さに対するX線スペクトル☞ トリチウム層の深さとβ線によって誘起されるX線の強度変化を計算した。トリチウム層は10 MBqとした。
☞ W(M)とAr(Kb)の強度比が逆転するのはトリチウム層の深さが20 nm以上と予測された。この計算結果
はSRIMによる計算結果と一致する。

Ratio of X-ray intensity, R / -04020002004006008001000

Depth of tritium layer, d / nm

特性X線の強度比の変化

21

[5] まとめ
Hydrogen Isotope Research Center (HRC)(1) QUESTによるプラズマ曝露及び未曝露のステンレス鋼(SS316L)並びにタングステン試料にトリチウムガス曝露又はイオン照射を行い、トリチウムの保持挙動に対する温度依存性を調べた。
(2)プラズマ曝露によりガス曝露温度に関係なく未曝露試料よりもトリチウム保持量が大きく増大した。この原因として堆積層の化学的な反応特性の変化および表面積の増大等が考えられる。
(3)Bare SS316L及びWに対するイオン照射での打ち込み深さは、SRIMコードによる計算から0.5 keVで5 nm、2.5 keVで16-17 nm程度と両材料でほぼ同じ深さ分布になると予測され、観測されたX線スペクトルの強度比はこれと一致した。
(4)両材料の保持量に対するイオンエネルギー依存性は大きく異なっていた。
また保持量に対する温度依存性も材料による相違点が見られた。
(5)低エネルギーイオン照射では両材料とも523 K付近に保持量の最小値が出現した。一方、高エネルギーイオン照射の場合、Wでは低エネルギーイオン照射と同温度での最低値が見られたが、SS316Lでは出現しなかった。
22

Hydrogen Isotope Research Center (HRC)

ご清聴ありがとうございました

23