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中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08
被引用回数：19 パーセンタイル：82.55(Materials Science, Multidisciplinary)A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 
10
m
and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.
福本 正勝; 仲野 友英; 上田 良夫*; 伊丹 潔; 久保 博孝
Journal of Nuclear Materials, 462, p.354 - 359, 2015/07
被引用回数：3 パーセンタイル：25.85(Materials Science, Multidisciplinary)Deuterium retention in a tungsten coating layer by deuterium and carbon mixed ion beam irradiation has been investigated by changing the carbon ion fraction and the surface temperature. Graphite is formed, while tungsten carbide (WC) and ditungsten carbide (W
C) are not formed in the tungsten coating layer. At a surface temperature of 500 K, deuterium is retained in the trapping sites with a single trapping energy, which is expected to be grain boundaries and/or pore surfaces, and carbon retained in the tungsten coating layer. At a surface temperature of 700 K, most of the deuterium is not trapped by intrinsic defects such as grain boundaries and pore surfaces, but trapped by carbon retained in the tungsten coating layer. Analysis of deuterium desorption spectra suggests that deuterium is retained in the form of C-D bond in the tungsten coating layer.
中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to 
3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H
emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.
福本 正勝; 仲野 友英; 上田 良夫*; 伊丹 潔
Plasma and Fusion Research (Internet), 8, p.1405159_1 - 1405159_8, 2013/11
Carbon migration in the tungsten coating layer exposed to JT-60U divertor plasmas has been investigated by analysis of chemical binding states of the carbon atoms. More than 1% of carbon atoms were accumulated as graphitic carbon, disordered carbon and/or carbon-deuterium bonds. This concentration was more than five orders of magnitude higher than the solubility of carbon atoms in tungsten lattice. Up to 20% of ditungsten carbide (WC) was also formed in the tungsten coating layer. These findings suggested that the following carbon migration mechanism in the tungsten coating layer. The incident carbon atoms and hydrocarbon molecules migrate within 2.5 
m in depth along grain boundaries and defects such as pores. The carbon atoms trapped to grain surfaces penetrate and diffuse in the grains. The carbon atoms exceeded the solubility of carbon atoms in tungsten lattice chemically bind to tungsten atoms and form WC.
芦川 直子*; 朝倉 伸幸; 福本 正勝; 林 孝夫; 上田 良夫*; 室賀 健夫*
Journal of Nuclear Materials, 438, p.S664 - S667, 2013/07
被引用回数：9 パーセンタイル：57.54(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60Uで採取されたダストに対し、炭素主成分中のタングステン(W)含有量及びダストに含まれる水素同位体保持量の分析結果を発表する。Wタイルが設置されたダイバータ周辺で収集したダスト中のW含有量を評価した結果、ドーム下の3か所にてW含有ダストが検出された。微量であるダスト粒子の成分(さらにW含有量は1%以下)を分析するため、インジウムペーストにダストを固定し真空中でX線光電子分光法により分析する手法を確立した。ダストはプラズマ対向面で成長・生成したと考えられ、その場所はIMPGYROコードによる蓄積位置と比較するとよく一致しており、Wダイバータ配位時の堆積層からダストが生成されたと考えられる。さらに、ダストの水素同位体保持量については昇温脱離法で分析した。バルクタイルにおける蓄積量と比較すると単位質量あたりの保持量は1桁多く、1000K以上の高い温度にてピークを持つ特徴があり、これはダスト中の炭素構造に起因していると考えられる。
上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09
特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから
CH
を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上にCが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及びCとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわちCH
, x=1
4の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。
福本 正勝; 仲野 友英; 伊丹 潔; 和田 隆明*; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*
Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S705 - S708, 2011/08
被引用回数：5 パーセンタイル：38.65(Materials Science, Multidisciplinary)炉内トリチウムの蓄積量を低減させるため、ITERでは第一壁をタングステンで被覆することが検討されているが、リミタなどの高熱負荷機器は炭素を使用する可能性がある。そのため、炉内のトリチウム蓄積量を予測するためには、炭素不純物の影響を評価する必要がある。本研究では、JT-60Uに設置されたタングステン被覆タイルへの重水素蓄積に対する炭素不純物の影響を調べた。プラズマ放電によって炭素タイルから損耗した炭素不純物が被覆タングステンへ蓄積しており、この炭素不純物に重水素が捕獲されていた。その結果、被覆タングステン中のD/Cは0.04-0.08となり、炭素堆積層中のT/Cに対して1/2-1/4に達していた。したがって、将来の核融合炉での炭素と被覆タングステンの同時使用によって、被覆タングステン中のトリチウムの蓄積量が、炭素堆積層と同程度まで増加する可能性がある。
朝倉 伸幸; 芦川 直子*; 上田 良夫*; 大野 哲靖*; 田辺 哲朗*; 仲野 友英; 増崎 貴*; 伊丹 潔; 河野 康則; 川端 一男*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 87(7), p.485 - 486, 2011/07
2011年の5月に2つのITPAトピカルグループの会合が開催された。「スクレイプオフ層とダイバータ物理」トピカルグループはフィンランドで、及び「計測」トピカルグループはオランダで、それぞれ単独で会合を開催した。日本側ITPA委員から合計8名が出席し、活発な議論を行った。それぞれのトピカルグループの次回会合予定(それぞれ2012年1月、及び2011年10月)もあわせて示した。
朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 上田 良夫*
プラズマ・核融合学会誌, 87(Suppl.), p.98 - 111, 2011/02
核融合炉の設計で、熱と粒子の制御の役割を担うダイバータは最重要課題である。核融合出力がITERより数倍大きな原型炉におけるダイバータ設計の検討状況と物理課題を原子力機構で検討しているSlimCSを例としてまとめた。周辺部へ排出される熱流は500-600MWであり、ダイバータでプラズマを低温化するための物理課題は多い。ITERの非接触ダイバータを発展した形状で、不純物ガスを入射する手法によりシミュレーションで計算された熱負荷は、排出される熱流の98%を放射損失してはじめて熱負荷の最大値を10MW/m
に低減できるが、プラズマ性能や運転条件が限られるため大きな問題である。今後、熱負荷をより低減できる形状や磁場配位を検討する必要がある。ELMなどの周期的な短時間に大きな熱流を放出する現象の緩和・制御手法の開発は、閉じ込め性能が高いプラズマを維持するために不可欠であり、原型炉ではITERよりさらに効果的に行う必要がある。放出されるエネルギーが小さいELMでの運転開発、さらに低減する手法の開発と同時に、SOL及びダイバータで熱流の径方向への輸送機構を理解し、それを制御することもダイバータへの熱流の制御のためには重要である。
福本 正勝; 仲野 友英; 正木 圭; 伊丹 潔; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.369 - 374, 2010/08
安全の観点から、核融合炉内のトリチウム蓄積量を基準値以下にする必要がある。そのため、水素同位体の蓄積量が比較的小さいタングステンが、ITERなどのプラズマ対向壁として有力である。これまで、タングステンへの重水素の蓄積量や表面形状の変化が基礎実験で調べられてきたが、トカマク装置を用いて調べた結果は少ない。大型トカマク装置でタングステンへの重水素の蓄積量や表面形状の変化を調べ、この結果を基礎実験の結果と比較・検討し、ITERのタングステン壁へのトリチウム蓄積量や表面形状の変化を予測する必要がある。JT-60Uでは、2003年に外側ダイバータの一部にタングステンを被覆した炭素繊維複合材料のタイルを設置し、2004年の実験終了後に一部のタイルを取り出した。本研究では、このタイルの表面状態と重水素の深さ分布を調べた。表面観察から、タングステン表面はスパッタリングにより損耗していたが、断面観察から損耗量は小さいことがわかった。タングステン層中の重水素の深さ分布は、タングステン層中の炭素不純物の分布と相似であった。したがって、重水素の蓄積量はタングステン層中の炭素量に依存している。
朝倉 伸幸; 仲野 友英; 増崎 貴*; 芦川 直子*; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*; 大野 哲靖*
プラズマ・核融合学会誌, 86(2), P. 124, 2010/02
第13回ITPA「SOLダイバータ物理」トピカルグループ会合の概要を報告した。
仲野 友英; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 柳林 潤*; 上田 良夫*
Nuclear Fusion, 49(11), p.115024_1 - 115024_10, 2009/11
被引用回数：32 パーセンタイル：74.99(Physics, Fluids & Plasmas)プラズマ電流方向と逆方向にプラズマ回転速度が高くなるほど、鋸歯状振動が緩やかになり、それとともにタングステンイオンの蓄積が顕著になることが観測された。電子サイクロトロン波や高エネルギー中性粒子ビームをプラズマ中心部に入射すると、タングステンの蓄積は著しく軽減された。他方、電子サイクロトロン波をプラズマの周辺に入射した場合では、タングステンの蓄積には変化がみられなかった。
上田 良夫*; 日野 友明*; 大野 哲靖*; 高木 郁二*; 仲野 友英; 田辺 哲朗*; 梶田 信*; 福本 正勝
プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.684 - 694, 2009/10
特定領域科学研究費補助金「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューの一部を発表代表者は担当し、JT-60Uの30秒Hモード放電における水素蓄積量と壁温,炭化水素発生量との関係について述べた。グリンワルド密度の50%程度の放電ではプラズマ容器の温度の違いによって水素の蓄積傾向が異なった。すなわち、壁温300
Cではショットを繰り返すごとに水素蓄積量は減少したが、壁温150Cでは緩やかに減少し、壁温80Cではほとんど増減しなかった。他方、グリンワルド密度の70%以上の高密度放電では壁温によらず水素蓄積量はショットを繰り返すごとに上昇した。この高密度放電ではダイバータ板からの炭化水素発生量の増加とともに水素蓄積量は増加した。これは、発生した炭素が再び堆積する際に水素を取り込み水素の蓄積量を増加させたためと解釈される。
大宅 薫*; 井内 健介*; 菊原 康之*; 仲野 友英; 河田 純*; 川染 勇人*; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.419 - 424, 2009/09
CH, C
H及びCH
のプラズマ対抗壁近傍での輸送と再たい積をEDDYコードを用いて調べた。計算結果では、CH及びCHはCHと比較して発生場所の近傍に再たい積することが示された。これはJT-60Uでの分光測定結果と定性的に一致する。また、EDDYコードで計算されたCの発光に対するCHの電離事象数及びCHの発光に対するCHの電離事象数は電子温度が10eV以上の範囲ではJT-60Uでの分光測定結果と定量的に一致した。
井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12
2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。
上田 良夫*; 福本 正勝*; 渡邊 淳*; 大塚 裕介*; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 信太 祐二*; 佐藤 正泰; 仲野 友英; 柳生 純一; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
JT-60Uの外側ダイバータから放出されたタングステンの再堆積分布を調べた。今回初めて中性子放射化分析法を用い厚い炭素たい積層に含まれるタングステンの面密度を正確に測定した。タングステンの堆積は内側ダイバータ及びドームタイルの外側に多く見られた。トロイダル方向にはタングステンタイルが設置した場所に非常に局在した分布であった。
牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.
原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11
原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。
上田 良夫*; 福本 正勝*; 西川 雅弘*; 田辺 哲朗*; 宮 直之; 新井 貴; 正木 圭; 石本 祐樹*; 都筑 和泰*; 朝倉 伸幸
Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.66 - 71, 2007/06
被引用回数：10 パーセンタイル：58.16(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60Uの外側ダイバータ部分に、タングステンをコーティングしたCFCグラファイトタイルを13枚設置し、タングステンタイルの健全性や損耗されたタングステンの輸送・再堆積特性を調べた。タングステンの再堆積分布については、EDXやXPSを用いて測定を行った。タングステンタイルには最大6MW/mの熱負荷が加わったが、特に目立った損傷は観測されなかった。Wタイルに隣接したCFCグラファイトタイル上には、タングステンが損耗・電離後、磁力線に沿って移動して堆積した厚い堆積層が局所的に存在した。また、タングステンタイルと同じセクションにおけるタングステンのポロイダル方向の再堆積分布を調べたところ、内側ダイバータストライク点近傍と外側ウイング下部に多くの堆積が見られた。これらの分布を、Cの再堆積分布と比較したところ、内側ダイバータではほぼ同様の分布を観測したが、ドームの内側ウイングと外側ウイングでは、異なった堆積傾向が見られた。
朝倉 伸幸; 川島 寿人; 清水 勝宏; 櫻井 真治; 藤田 隆明; 竹永 秀信; 仲野 友英; 久保 博孝; 東島 智; 林 孝夫; et al.
Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 31F, 4 Pages, 2007/00
JT-60SAでは最大41MWの入射パワーで100秒間の運転を予定して設計を進めている。一方、炭素繊維材を使用した強制冷却ダイバータ板への最大熱流負荷は15MW/mであり、現在のトカマク装置を超えた大きな熱流を低減するダイバータ設計が必要となった。さらに、重水素運転を行うため、すべてのダイバータ要素をカセットに納められるよう小型化する必要がある。本発表では、おもに、ITER相似の主プラズマ配位で実験を行うため設計された下側ダイバータの物理設計についてシミュレーション結果を中心に述べる。一般に外側ダイバータへの熱流束が大きいため、ダイバータ板の角度を垂直にするとともにドーム部の排気溝の位置を高くした「V型形状」にすることにより、ストライク点付近の中性ガス圧が増加し非接触プラズマが生成しやすい設計とした。ガスパフを行うことによりダイバータ板への最大熱負荷は8MW/m程度まで低減できる。さらに、ガスパフを増加し放射損失が増加した場合、V型形状ダイバータでは、ストライク点を高くすることにより非接触ダイバータを接触ダイバータへ戻す制御が可能であることを示した。
鈴木 哲; 上田 良夫*
日本原子力学会誌, 47(4), p.266 - 271, 2005/04
核融合炉の壁(第一壁とダイバータ)に入射する熱負荷とその軽減法,ダイバータの機能(ヘリウムの除去),壁材料に求められる条件と候補材料について説明するとともに、核融合実験炉ITERや発電実証炉を例に取り、プラズマに面する壁の構造を説明する。
