| 研究概要 |
高原子番号材料(W及びMo等)は融点が高い,蒸気圧が低い,物理スパッタリングの閾値が高い及び熱伝導性が良い等の特長を有するために,核融合実験炉のプラズマ対向材料の候補材料として挙げられているが,これらの材料は炉内でもトリチウムプラズマ,中性トリチウム及びヘリウム等の照射に必然的に曝され,同時に熱サイクルも受ける。この様な照射や熱サイクル等の過酷な環境条件はトリチウムのリサイクリング及び安全閉じ込め等に対する材料特性に大きな影響を及ぼす可能性があり,特性変化を理解するためには照射環境下でのトリチウムと材料との相互作用に関する基礎的研究が必要不可欠である。
この様な観点より,研究初年度となる本年度は下記の3項目について実施した。
(1)トリチウムイオン照射装置の組み立て
・既設の高濃度トリチウム供給-回収装置と接続した超高真空対応のトリチウムイオン照射装置を設計・製作した。
(2)X線スペクトル解析用シミュレーションプログラムの改善
・イオン照射されたW試料中のトリチウムによって誘起されたX線スペクトルを解析することにより,トリチウム分布を非破壊で評価するためのシミュレーションプログラムを作成した。
(3)室温でのWに対するトリチウムの溶解・拡散挙動の追跡
・室温でトリチウムイオンを照射した試料を作成し,室温でのX線スペクトル変化を追跡した。なお,X線スペクトルには2本の特性X線及び制動X線ピークが観測された。
・X線スペクトルのシミュレーション解析よりトリチウムの深さ分布が計算され,その経時変化より、室温にけるトリチウムの拡散係戴が評価された。
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