タングステン材料におけるトリチウム蓄積量の評価とそのＩＴＥＲダイバータへの適用

ITER使用温度における再結晶Wの見かけのトリチウム溶解量は、過去に報告された高温での溶解度の外挿値と比較して3桁も大きかった。しかしながら、表面層をエッチング等により取り除いたバルクのトリチウム溶解度は非常に少ない。これらの結果より、W自体のトリチウム溶解度は非常に小さいが、加工やプラズマ照射によりトリチウム蓄積量に違いが出ることが明らかとなった。このような水素同位体の捕獲挙動が過去に報告されたトリチウム蓄積量の間に大きな食い違いがある原因であり、加工時および加工後の処理によりトリチウムの蓄積量を少なくすることが可能である事が明らかとなった。