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論文

ダイバータ板での損耗・再堆積

正木 圭; 秋場 真人

プラズマ・核融合学会誌, 77(9), p.884 - 893, 2001/09

ダイバータ板では、プラズマディスラプションの熱による材料の蒸発,溶融やダイバータプラズマによるスパッタリングなどにより損耗が発生する。これまで、電子ビームやイオンビーム,プラズマガンなどを用いてディスラプション時の熱負荷を模擬し、その時の母材の材料損耗を評価するという研究がすすめられてきた。しかし、再付着層(特にCFCの場合)が存在する場合の損耗特性の評価は十分に行われていなかった。そこで、JT-60の軽水素放電時(1989~1990年)のダイバータアーマタイル(CFC)に重水素イオンビームを照射してスパッタリング損耗を評価した。その結果、母材に比べて再付着層の部分は10%~20%損耗率が増加していることがわかった。一方、ストライクポイントの光沢部では逆に20%ほど減少することがわかった。JT-60重水素運転時(1991~1993年)に使用された黒鉛系タイル中のトリウチム分析をおこなった結果、1991年から1993年に生成されたトリチウム~3$$times$$10$$^{10}$$Bqのおよそ50%に相当するトリチウムが真空容器内の黒鉛系タイルに残留していたことがわかった。平均濃度を比較した場合、第一壁領域よりもダイバータ領域が約2.5倍高い値であった。また、運転時のトリチウム放出挙動についても評価しており、ヘリウムグロー放電洗浄により短時間で効果的なトリチウム除去が行われることがわかった。

論文

Tritium retention in graphite inner wall of JT-60U

正木 圭; 児玉 幸三; 安東 俊郎; 西堂 雅博; 清水 正亜; 林 巧; 奥野 健二

Fusion Engineering and Design, 31, p.181 - 187, 1996/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:82.77(Nuclear Science & Technology)

JT-60では、1991年7月から重水素実験を行っている。この重水素反応に伴って生成されたトリチウムは真空排気系を通して希釈後外部へ排気されるが、一部は真空容器内の第一壁に残留する。そこで、第一壁に残留しているトリチウム量を評価するために、使用後第一壁のトリチウム分析を行った。その結果、トリチウムのポロイダル分布では、ダイバータ板のインボード側のトリチウム濃度が最も高くプラズマの脚が直接当たるストライクポイントが低いことがわかった。また、トロイダル分布では、エロージョン領域を含むサンプルが最もトリチウム濃度が高く、エロージョン領域のすぐ脇の領域に多くのトリチウムが分布していると考えられる。これらの結果からJT-60第一壁全体のトリチウム残留量を評価すると、分析用タイルを取外した1993年までに生成されたトリチウム約32GBqの50%に相当する16GBqのトリチウムが第一壁に残留していたことがわかった。

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