Tritium release behavior from the graphite tiles used at the dome unit of the W-shaped divertor region in JT-60U

JT-60U W型ダイバータ領域ドームユニットで使用されたグラファイトタイルからのトリチウム放出挙動

Katayama, Kazunari*; Takeishi, Toshiharu*; Manabe, Yusuke*; Nagase, Hiroyasu*; Nishikawa, Masabumi*; Miya, Naoyuki

JT-60U W型ダイバータ領域ドームトップと内側ウィングタイルで使用されたグラファイトタイルからのトリチウム放出挙動を、Ar, H $_{2}$ /Ar, (O $_{2}$ +H $_{2}$ O)/Ar雰囲気での昇温脱離法により調査した。その結果は以下のようである。(1)Ar雰囲気中で1000 $^{circ}$ Cに加熱した後、なお総トリチウム蓄積量に対しておよそ20-40%がタイル内に残留していた。この残留トリチウムは、1000 $^{circ}$ C以上の温度でH $_{2}$ /Arもしくは(O $_{2}$ +H $_{2}$ O)/Arガスに曝すことにより回収された。(2)トリチウム蓄積量は、ドームトップで84-30kBq/cm $^{2}$ 、内側ウィングタイルで8-0.1kBq/cm $^{2}$ と求まった。トリチウム濃度は、ドームトップで最も高く、ウィングタイル端にかけて減少していることがわかった。(3)段階昇温過程でのトリチウム放出曲線から放出開始温度を推定した。放出開始温度は、ウィングタイル端で最も高く、ドームトップで最も低かった。これは、トリチウム蓄積分布と逆の傾向である。放出開始温度は、プラズマ放電中のタイル表面温度を反映していると考えられ、タイル表面温度が高いほどトリチウム蓄積量が少ないことを示している。(4)タイルの深い位置からも微量のトリチウムが放出された。これは、分子状トリチウムがグラファイト細孔内を拡散し、グレイン表面から吸収されたことを示している。

no abstracts in English

使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Materials
巻	:	340
号	:	1
ページ数	:	p.83 - 92
発行年月	:	2005/04
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	トリチウム回収; グラファイト; JT-60U; トリチウム蓄積量

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.11.005
研究データの公開先DOI	:
使用施設	:	JT-60(臨界プラズマ試験装置)
広報プレスリリース	:
論文解説記事 (成果普及情報誌)	:
受委託・共同研究相手機関	:	九州大学

Access	:	- Accesses
Web of Science® Times Cited Count	:	被引用回数：評価・統計等のため最新の被引用回数を確認したい場合は、直接Web of Science®をご確認ください。 http://www.webofknowledge.com/wos
InCites™	:	パーセンタイル：49.16 分野：Materials Science, Multidisciplinary
Altmetrics	:

登録番号 : A20050039
抄録集掲載番号 : 330503
論文投稿番号 : 21827

[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.