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Progress of divertor simulation research toward the realization of detached plasma using a large tandem mirror device

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:17 パーセンタイル:7.16(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 $$times$$ 10$$^{18}$$ m$$^{-3}$$ 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.


Deuterium retention in tungsten coating layers irradiated with deuterium and carbon ions

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:2 パーセンタイル:72.63(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$$_2$$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.


Development of divertor simulation research in the GAMMA 10/PDX tandem mirror

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$$alpha$$ emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H$$alpha$$ 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.


Chemical binding states of carbon atoms migrated in tungsten coating layer exposed to JT-60U divertor plasmas

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 (W$$_2$$C) 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 $$mu$$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 W$$_2$$C.


Characteristics of tungsten and carbon dusts in JT-60U and evaluation of hydrogen isotope retention

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:5 パーセンタイル:51.44(Materials Science, Multidisciplinary)




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$$^{13}$$CH$$_{4}$$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$$^{13}$$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$$^{13}$$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$$^{13}$$CH$$_{x}$$, x=1$$sim$$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。


Effects of carbon impurity on deuterium retention in VPS-tungsten coatings exposed to JT-60U divertor plasmas

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:3 パーセンタイル:68.51(Materials Science, Multidisciplinary)




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




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



Deuterium retention in tungsten coating on the CFC tiles exposed to JT-60U divertor plasmas

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




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



Tungsten accumulation in H-mode plasmas of JT-60U

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:24 パーセンタイル:27.11(Physics, Fluids & Plasmas)




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



Transport of heavy hydrocarbon and its redeposition on plasma facing walls

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$$_{4}$$, C$$_{2}$$H$$_{4}$$及びC$$_{2}$$H$$_{6}$$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、C$$_{2}$$H$$_{4}$$及びC$$_{2}$$H$$_{6}$$はCH$$_{4}$$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$$_{2}$$の発光に対するC$$_{2}$$H$$_{4}$$の電離事象数及びCHの発光に対するCH$$_{4}$$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



Localized tungsten deposition in divertor region in JT-60U

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




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



Surface studies of tungsten erosion and deposition in JT-60U

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:9 パーセンタイル:40.36(Materials Science, Multidisciplinary)



よくわかる核融合炉のしくみ,5; プラズマに面する耐熱機器,核燃焼プラズマの熱負荷に耐える壁

鈴木 哲; 上田 良夫*

日本原子力学会誌, 47(4), p.266 - 271, 2005/04



よくわかる核融合炉のしくみ,1; 核融合炉の概要,そもそも核融合炉とは

上田 良夫*; 井上 多加志; 栗原 研一

日本原子力学会誌, 46(12), p.845 - 852, 2004/12


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