トリチウムを利用した核融合炉材料研究富山大学水素同位体科学研究センター
松山政夫、波多野雄治

本日の内容
１．センターの紹介
２．プラズマ対向材料中のトリチウム挙動
分布観察、微量測定、定量評価
３．プラズマ対向材料中のトリチウム測定
４．グロー放電発光分析装置（GDOES)
５．まとめ

1

１．センターの紹介
国内大学では最大規模の多目的トリチウム実験室を有する。
一日最大使用数量 8 TBq (217 Ci)
年間許可使用数量 555 TBq (15 kCi)
1980年にトリチウム科学センターとして発足。2009年に耐震改修・機能改修を行い、管理区域空調設備等を一新。
特徴(1) あらゆる化学形のトリチウムを利用可能。
(2) 14Cも利用可能。
(3) トリチウム測定装置、表面分析装置を管理区域内に設置。
定員：教授３、准教授３、助教１、技術職員２
ポスドク１

双方向型共同研究（12件）および一般共同研究（核融合以外・学内予算）（10件）を実施

2

主な研究課題(1) トリチウム測定
 熱量計によるトリチウム量の絶対測定 β線誘起X線計測法（BIXS）、イメージングプレート（IP）法、オートラジオグラフ法等による固体中のトリチウム分布測定（東北大）
 廃液中のトリチウム濃度測定（BIXS、IP）(2) 核融合炉材料中のトリチウム挙動（吸着、溶解・滞留、拡散、脱離） タングステン、鉄鋼材料、銅・銅合金、コンクリート etc.、照射損傷の影響等（北大、静大、名大、阪大、九大、NIFS、JAEA）
 トリチウム貯蔵材料、分離材料等
 トリチウム透過防止膜 、吸着防止膜(3) 一般材料科学へのトリチウム利用
 水素分布の可視化・定量化による水素脆化研究（茨城大、上智大）
 プロトン導電体等のセラミックス中の水素挙動（静大、九大）(4) 水素エネルギー関連の機能性材料の開発
 燃料電池触媒、水素製造用光触媒、水素分離膜など
3固体中の脱出深さ
β線：数百ナノ（高Z）~数ミクロン（低Z）、β線誘起X線：10ミクロン（高Z）~数ミリ（低Z）
イメージングプレート（IP）法露光
Tritium
β-ray

読取Tritium added specimen

He-Ne laser

PSLIP
β線誘起X線計測（BIXS）法Interactions between -particle and nucleus
Tritium is unusual in not emitting a gamma rayin addition to the -particle. No electromagnetic[Target Atom]
radiation comes from the nucleus.

BERRA

CryostatSAMPLE
Sample holder
Lead block[Tritium Atom]-particle

Lead blockeHowever, the -particle produces radiation
as it plows through the nearby matter. There
are two kinds of radiation: bremsstrahlung
and characteristic X-rays.

Characteristic X-rays
Bremsstrahlung X-rays
-particleDetector(HP-Ge)

Enclosure

Ar atmosphere

Ｘ線検出器：
高分解能半導体検出器（Pure Ge, Si(Li)素子)
4ControlRoom

200 Ci/day
Glove Box
Glove Box

T Storage

Ventillation

Tritium
Removal1 Ci/day

1FWaste
Waste
Storage
Storage
5Calorimeter
Vacuum device for T handling

2500
ArK

2000

5 Ci/dayunirraidated Mo exposed to
D/T plasma (0.5% T)

BIXS

Mo
L

500
0Dark Roombremsstrahlung

02

4

68

1012

14

5 Ci/day

XPS, UPSBIXS,TDS
Electrochem. Calorimeter

1500
1000

5 Ci/dayT getter

1618

Energy, E / keV

T autoradiography of Al alloy

IP Reader

FE-SEM
XRD
Digital OM

LSC, Cutter
Polisher

LSC

2F

1 Ci/day

6

IP image of V‐4Cr‐4Ti alloy

管理区域内にある装置
トリチウムガス曝露装置

管理区域外にある装置

トリチウムイオン照射装置

水素吸蔵合金吸収・放出等温線測定装置

トリチウム測定: BIXS、IP etc

表面積測定装置（BET）

表面分析: X線光電子分析装置XPS

透過電子顕微鏡

表面形態: FE‐SEM、デジタル顕微鏡

オージェ電子分光分析装置

結晶構造: X線回折装置

電気化学測定装置

機器分析施設成膜装置（板、微粒子）

グロー放電発光分析装置(GDOES)
ナノメートルの分解能で深さ方向分布を迅速に分析

SampleAr or Ne ion

HとDの分離可能。

Opticallens

RF plasma
Emission

He検出可能。（九大応力研と共同）
RF electrodeO-ringSputteredatom

7２．プラズマ対向材料中のトリチウム挙動
分布観察、微量測定、定量評価
脱出深さ
β線：数百ナノ（高Z）~数ミクロン（低Z）、β線誘起X線：10ミクロン（高Z）~数ミリ（低Z）
300℃でDTガスに曝露したタングステン試料のアリモフ、波多野、鳥養
イメージングプレート像
20 MeV Wイオンで１ dpa程度まで照射損傷を導入した領域

低高既知濃度のトリチウムで標識された
プラスチック試料片

80.4W(as received)

0.05

0.00

02

4

6810

Estimation of tritium
depth profiles in tungsten

12Energy, E / keV:Obsesrved
0.1

0.6

24681012141618

Decrease in intensityof three characteristic
x-ray peaks with time
Release from the surface
and/or diffusion into thebulkIntensity of X-rays, I / counts min-1

Energy, E / keV

2.2(Changes at room temp.) 2.2

2.0

Sample: W(as received) 2.0

1.8

1.8

1.6

1.6

1.4

1.4

1.2

1.2

1.0

1.0

:Ar(K):W(M):W(L):W(L)/W(M)

0.8

0.08

0.8

0.2

0.08

0.04

0.04

0.02

0.02

30

60

90

120

12

3

4

56

(1)
(2)

7

1E-6

(1) R. Frauenfelder, J. Vac. Sci. Technol., 6 (1969) 388.
(2) L.N. Ryabchikov, Ukr. Fiz. Zh., 9 (1964) 293(3) G.E. Moore and F.C. unterwald, J. Chem. Phys.,
40 (1964) 2639.

1E-8

1E-10

1E-12

1E-14

Present work

0.00

Elapsed time, t / day

Intensity ratios of W(L)to W(M) increased with time

01E-4 (3)0.06

02Depth, d / m

0.06

0.00

-15

D=2.38x10/s on the diffusion
closedcircles: cmbasedconstant(D=2.38x10 -15cm 2/s)
solid lines: obtained from BIXS

0.4

0.00

Intensity ratio of W(L) to W(M), R / -0.0:Simulated

0.8-10.01

0.2:after 17 days
:after 53 days
:after 87 days
:after 123 days

20.02

Sample:W(as received)

1.0

Diffusion constant, D / cm s

0.03

Relative tritium concentration, CR / --1

Counting rate, N / counts min (E)

0.3

-1

Counting rate, N / counts min (E)

-1-1

0.04

Diffusion of tritium
into the bulk

1E-16

0.5

1.0

1.5

2.0

2.5

3.0

3.5

Reciprocal temp., 1000/T(K)Diffusion constant of tritium in tungsten

β線誘起X線計測法でトリチウムの深さ方向分布の経時変化を測定することで、室温におけるタングステン中の水素同位体の拡散係数を世界で最初に測定した例（九大応力研との共同研究）
9トリチウム注入層

トリチウムの下限数量１×109 Bq （1 GBq）

試料

試料内のトリチウム量は多くの場合に下限数量以下（数十MBq程度）
通常は管理区域内に置いておき、一時持ち出しすることも可能。

IP, BIXS

その他の分析

IP, BIXS

トリチウム除去処理

トリチウム除去処理

トリチウム注入

IP, BIXS

管理区域内あるいは管理区域外
10

３．プラズマ対向材料中のトリチウム測定
BIXS法やイメージングプレート法を使えば、m程度の深さまでのトリチウムは検出できる。しかし、対象材料が中性子照射により放射化していたらどうなるか？
純 Mo 板材(1) 試料

熱処理： 1200 oC/ 1 h
中性子照射：0.001, 0.01, 0.1 and 0.3 dpa
照射温度： ~50 oC
主な放射性核種はCo‐60(2) 測定手順
非中性子照射材および 0.001 dpa 照射材を D-0.5%T プラズマに200 oCで曝露（D フラックス:7×1021 m-2s-1 , D フルエンス: 5×1025 m-2）
トリチウムは表面近傍に局在
トリチウム測定 IP（β線用、X・γ線用）、BIXS
BAS-TR

β線用

phosphor (BaFBr: Eu) (50 m)

X・γ線用
BAS-MS
protection layer (PET)(6 m)

phosphor (135 m)support11

X-ray IP images of n-irradiated Mo&unirradiated Mo + T

0.001 dpa 0.01 dpa
0.1 dpa
0.3 dpa
21.52
1263.713789.09170.32
PSL/mm2/h PSL/mm2/h PSL/mm2/h PSL/mm2/h

-ray IP images of n-irradiated Mo&

0.5% T
5.09
PSL/mm2/h

unirradiated Mo + T

0.001 dpa 0.01 dpa
0.1 dpa
0.3 dpa
5.8452.81
457.191333.03
PSL/mm2/h PSL/mm2/h PSL/mm2/h PSL/mm2/h

0.5% T
4045.09
PSL/mm2/h

表面近傍に濃縮したトリチウムはIPで検出可能。β線誘起X線のIPによる計測は変換効率が低いこともあり困難。

12Ar K X‐rays induced by T on surface

Counting rate, N / counts h (E)

-1Counting rate, N / counts min (E)

5000

-1

-1-1

BIXS

Ni
K

4000

GeK

FeK

3000

nMo 0.001 dpa
nMo 0.01 dpa
nMo 0.1 dpa
nMo 0.3 dpa

MoK

2000
ArK

1000
002NbK

WK

4681012141618

Energy, E / keV

X-ray spectra of n-irradiated Mosamples

1400.001 dpa
D/0.5%T plasma

ArK

120
100806040FeK

200MoK

NiK

024GeK

68 10 12
Energy, E / keV

141618

X-ray spectrum of 0.001 dpa Mo
sample exposed to D/T plasma
Bremsstrahlung X‐rays induced by T in bulk

BIXS法でエネルギー分解すれば、β線誘起X線の測定も可能であった。
より深部のトリチウムも検出につながる。
13

Ar or Ne ion

Opticallens

RF plasma
Emission
RF electrodeO-ring

Sputteredatom

80
H, D emission (arb. unit)

SampleFe, Cr, O concentration (at.%)

４．グロー放電発光分析装置（GDOES）

Fe6040OCr20D

H00200400600
Depth (nm)800

重水中で酸化したステンレス鋼表面の酸化膜中の重水素分布（JAEAとの共同研究）

14５．まとめ(1) 富山大学では、トリチウムガス曝露装置、イオン注入装置、各種測定装置を共同研究に供している。
(2) トリチウムを用いることで、材料中の水素同位体分布を定量的に可視化でき、かつ微少量を検出でき、蓄積、拡散、放出（除去）、透過の理解につながる。各センターで使用される材料中のトリチウム・水素同位体挙動に関する研究で連携していきたい。
(3) β線誘起X線計測法は放射化したプラズマ対向材料中のトリチウム測定に有望ではあるが、さらなる研究が必要。東北大との連携に期待。
(4) D、Heの分布測定でも共同研究の実績がある。

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