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論文

Surface analysis for the TFTR Armor tile exposed to D-T plasmas using nuclear technique

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 近藤 恵太郎; Verzilov, Y.*; 佐藤 聡; 山内 通則; 西 正孝; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/03

核融合炉におけるプラズマ対向壁表面の粒子挙動は、プラズマ制御や燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においてはトリチウムインベントリ評価のうえでも重要となる。本研究では、イオンビーム核反応分析法,イメージングプレート法,燃焼法及び放射化分析法を用いて、DT放電実験で使用したTFTRプラズマ対向壁に保持されている水素同位体,リチウム同位体及び不純物の定量分析結果について報告する。トリチウムと重水素では深さ分布が異なることがわかり、トリチウムの多くは表面に保持されていることがわかった。また、リチウムについてはリチウム-6が多く、これは、リチウムコンディショニングの際、リチウム-6濃縮ペレットも使用されているためであると考えられる。さらに、その他の不純物の分析を行ったが、有意な量は検出されなかった。これらの実機対向壁表面分析によって、プラズマ制御やインベントリー評価にとって重要な元素分布や保持量を明らかにすることができた。特に、トリチウムは対向材深部へ拡散せず、表面付近に保持されており、これはトリチウム除去の点でよい見通しを与えるものである。

論文

The Effect of oxygen on the release of tritium during baking of TFTR D-T tiles

洲 亘; Gentile, C. A.*; Skinner, C. H.*; Langish, S.*; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.599 - 604, 2002/11

 被引用回数:13 パーセンタイル:63.36(Nuclear Science & Technology)

プラズマ対向材料表面に形成されるカーボン共堆積層からのトリチウム除去はITER真空容器内のトリチウム滞留量制御上重要である。現在ITERでは、温度240$$^{circ}C$$,酸素分圧7Torrにおける酸素ベーキングが提案されている。本研究では、プリンストンプラズマ物理研究所のTFTRでトリチウムプラズマに曝されたCFCタイルを用い、ITERの設計条件で10時間の酸素ベーキングを実施することにより共堆積層からのトリチウム除去のデータを取得した。本ベーキング処理により表面トリチウム濃度は処理する前の1/3に減少し、またサンプル内のトリチウム量も1/3に減少することを確認した。さらに、酸素を用いないベーキングとの比較により酸素がトリチウム除去に大変有効に働くことを確認した。

論文

Tritium decontamination of TFTR D-T plasma facing components using ultra violet laser

洲 亘; 川久保 幸雄*; 大平 茂; 大矢 恭久; 林 巧; 中村 博文; 岩井 保則; 西 正孝; Gentile, C. A.*; Skinner, C. H.*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.690 - 694, 2002/05

核融合炉内で高濃度トリチウム汚染した機器の効率的な表面トリチウム除去方法を開発することを目的として、紫外線レーザー照射法の有効性を検証する実験を行った。試料として、TFTR D-Tプラズマ燃焼実験で実際にトリチウム汚染したプラズマ対向機器を用いた。紫外線レーザー(ArF,193nm,200mJ,25ns/pulse,1~20Hz)による照射試験を実施し、照射前後の表面トリチウム濃度及び照射中のトリチウム除去速度を測定した。照射開始約30秒後にトリチウム除去速度は最大となった。また、照射後の表面と濃度は照射前のそれと比較して顕著に減少した。今回の試験により紫外線レーザー照射が表面トリチウムの迅速な除去に有効であるとの結論を得た。

論文

Tritium decontamination of TFTR carbon tiles employing ultra violet light

洲 亘; 大平 茂; Gentile, C. A.*; 大矢 恭久; 中村 博文; 林 巧; 岩井 保則; 河村 繕範; 小西 哲之; 西 正孝; et al.

Journal of Nuclear Materials, 290-293, p.482 - 485, 2001/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.01(Materials Science, Multidisciplinary)

米国プリンストンプラズマ物理研究所におけるトカマク核融合試験炉(TFTR)の除染・解体に向けた日米共同試験の一環としてTFTR真空容器内壁のカーボンタイルの紫外線によるトリチウム除染試験を行った。紫外線照射により水素と重水素(ガス状)及び二酸化炭素の2倍以上の放出、一酸化炭素の放出並びにオゾンの生成を測定した。また、タイル表面におけるトリチウム濃度は紫外線照射後20%減少した。400Kまでの加熱により表面トリチウム濃度は4~22Bq/cm$$^{2}$$増加したが、紫外線の再照射により加熱前の値に戻ることを確認した。これらのことから、紫外線照射はトリチウム表面汚染の効率的な除染方法の一つであることを示した。

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