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論文

Tritium absorption of co-deposited carbon films

信太 祐二*; 山内 有二*; 日野 友明*; 赤丸 悟士*; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 鈴木 哲; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1070 - 1073, 2012/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

Co-deposited carbon film with different deuterium concentration, D/C, were exposed to tritium gas at the temperature of 423 K, and then the atomic ratio of absorbed tritium to carbon, T/C, was evaluated. The obtained data were discussed with crystal structure of the carbon film. The T/C increased with decreasing D/C of carbon film. The carbon film with low D/C had more defective structure. The reduction of D/C by the heating before tritium exposure led to the increase of absorption amount. These results suggest that carbon film with more defective structure and low D/C film could absorb large amount of tritium. The hydrogen isotope concentration in the present experiment was saturated below the orders of 10$$^{-4}$$, which was 3-4 orders of magnitude smaller than that of co-deposited carbon film with hydrogen isotope.

論文

Deuterium concentration of co-deposited carbon layer produced at gap of wall tiles

信太 祐二*; 横山 堅二; 金澤 潤*; 山内 有二*; 日野 友明*; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.607 - 611, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Materials Science, Multidisciplinary)

Tritium retention of a carbon layer deposited in the gap of plasma-facing materials is a primary concern for next step fusion devices. In this study, deuterium concentration and carbon deposition profile in a gap were investigated for carbon layers prepared by using deuterium arc discharge with carbon electrodes. The deuterium retention was measured with thermal desorption spectroscopy (TDS). The discharge pressure was varied from 0.8 to 36 Pa. The amount of deposited carbon into the gap decreased exponentially with the increase of the depth. The atomic ratios of D/C of the carbon layers prepared at 0.8 and 36 Pa were approximately 0.1 and 1.0, respectively. For the carbon layer prepared at 0.8 Pa, most of retained deuterium was released in the form of D$$_{2}$$ and HD. On the other hand, at 36 Pa, approximately a half of retained deuterium was desorbed in the form of hydrocarbon, CD$$_{4}$$ and C$$_{2}$$D$$_{4}$$.

論文

Deuterium ion irradiation for tritium breeding material and evaluation for tritium inventories in test blanket module and blanket of a demonstration reactor

日野 友明*; 柴田 博信*; 山内 有二*; 信太 祐二*; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.713 - 717, 2011/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.68(Materials Science, Multidisciplinary)

The tritium produced in a tritium breeder of blanket has to be recovered under the temperature distribution to reduce the tritium inventory. Lithium titanate pebbles were irradiated by deuterium ions with different temperatures and ion fluences. The deuterium retained in the pebbles desorbed in forms of HD, D$$_{2}$$, HDO and D$$_{2}$$O. The amount of retained deuterium decreased for the temperature higher than 473 K, and became to zero for the temperature higher than 773 K. If the temperature range is taken from 573 to 1173 K in the solid breeder TBM, the tritium inventory is lower than 1 gram. However, in the demonstration reactor, the total tritium inventory of blankets becomes a few kilograms. For the reduction of the tritium inventory, the region with the low temperature region has to be significantly reduced.

論文

Deuterium retention in F82H after low energy hydrogen ion irradiation

伊藤 達哉*; 山内 有二*; 日野 友明*; 柴山 環樹*; 信太 祐二*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1147 - 1149, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:27.41(Materials Science, Multidisciplinary)

The influence of 50 eV hydrogen ion irradiation on the deuterium retention and desorption behavior in the reduced activation ferritic-martensitic steel F82H was investigated by thermal desorption spectroscopy. The amount of retained deuterium in the hydrogen irradiated F82H was up to 10 times larger than without the hydrogen irradiation. In the F82H irradiated by the low energy hydrogen ions at 300 and 523 K, the desorption peak of deuterium was shifted to lower temperatures than for samples unirradiated or irradiated at 773 K. In the F82H irradiated by hydrogen at 773 K, the amount of retained deuterium decreased compared to materials irradiated at 300 or 523 K.

論文

Retention and depth profile of hydrogen isotopes in gaps of the first wall in JT-60U

信太 祐二*; 新井 貴; 柳生 純一; 正木 圭; 佐藤 正泰; 田辺 哲朗*; 山内 有二*; 日野 友明*

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.643 - 646, 2009/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.5(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、JT-60の放電実験に曝された第一壁タイルを取り出し、タイル表面及び側面の重水素(D)及び軽水素(H)蓄積量を2次イオン質量分析法,昇温脱離法を用いて評価した。分析したタイルは外側ミッドプレーンと内側第一壁のタイルである。側面のギャップ間隔が広くなるとボロン(B)堆積量とD+H蓄積量が増える傾向にあった。D濃度はBとともに増加していたことから、DとBが同時期に蓄積されたものと考えられる。Bの堆積は、ボロニゼーション時の堆積と、主放電時にタイル表面で損耗されたBのギャップへの再堆積の可能性が考えられる。D+H蓄積量は側面上側の方が多かったが、上下でそれほど大きな差はなく、側面の下側へもかなり蓄積することがわかった。内側第一壁タイルの側面(ギャップ間隔20mm)には厚い($$sim$$10$$mu$$m)炭素堆積層が確認された。イオンはギャップの底には到達できないので、炭化水素のような中性の粒子が堆積したものと考えられる。本研究で調べたギャップ側面のDのリテンションは1e22m$$^{-2}$$のオーダーであった。放電時間あたりの蓄積速度はダイバータ部よりも一桁程度小さいが、第一壁全体のリテンションは非常に大きくなる可能性があることを示唆している。

論文

Characteristics of plasma operation with the ferritic inside wall and its compatibility with high-performance plasmas in JFT-2M

都筑 和泰*; 木村 晴行; 草間 義紀; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 上原 和也; 栗田 源一; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.197 - 208, 2006/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.91(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼は核融合原型炉のブランケット構造材の有力候補である。しかし、強磁性体であるため、プラズマの生成,制御,閉じ込め,安定性等に悪影響を与えることが懸念されていた。また、酸素不純物の吸蔵量が大きいことから、プラズマ中に不純物を放出することも懸念された。JFT-2Mでは段階的にフェライト鋼を導入して適合性試験を進めた。その最終段階では、真空容器内壁の全面にフェライト鋼を設置して実験を行った。プラズマ生成,制御に関しては、フェライト鋼によって生成される磁場が、外部磁場の10%程度であり、トカマクプラズマが既存の制御系で生成可能であることを示した。また、高規格化ベータプラズマに対する適合性を調べる実験を行い、フェライト鋼壁の存在下でも原型炉の運転領域に相当する規格化ベータ3.5程度のプラズマが生成できることを実証した。壁に近づけると不安定性の成長速度が遅くなることを示し、フェライト鋼壁が非磁性導体壁と同様の壁安定化効果を持つことを示した。低ベータでのロックトモード,Hモード遷移等にも悪影響は観測されなかった。以上のように、フェライト鋼の原型炉への適用に対し見通しを与える結果が得られた。

論文

Impurity release and deuterium retention properties of a ferritic steel wall in JFT-2M

小川 宏明; 山内 有二*; 都筑 和泰; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 河西 敏; 草間 義紀; 山口 薫*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.678 - 682, 2004/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.37(Materials Science, Multidisciplinary)

JFT-2Mでは原型炉の構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼(F82H)を段階的に真空容器内に設置して高性能プラズマとの適合性を試験する「先進材料プラズマ適合性試験」を実施している。フェライト鋼はその化学的特性(錆びやすい)から酸素不純物の増加が懸念されている。また、重水素保持特性に関してはこれまで十分なデータの蓄積がない。そこで、フェライト鋼を真空容器内壁の20%に設置した場合と全面に設置した場合の不純物挙動を分光診断で測定した。その結果、真空容器内壁全面に設置した場合であっても、プラズマが直接相互作用をしない位置に設置した場合では、不純物放出が大きな問題とならないことを示す結果を得た。また、フェライト鋼の重水素保持特性では、重水素はおもに酸化層に吸蔵され、機械研摩等により酸化層を除去した状態では、構造材として広く用いられているSUS-316Lと同様であることを示す結果を得た。

論文

Deuterium retention of low activation ferritic steel F82H

山口 薫*; 山内 有二*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; 都筑 和泰

真空, 46(5), p.449 - 452, 2003/05

低放射化フェライト鋼は原型炉の候補材料であり、その燃料水素保持特性及びエロージョン特性評価は、原型炉におけるプラズマ壁相互作用の観点から非常に重要である。北海道大学においては、重水素のイオンビームを低放射化フェライト鋼に照射して、昇温脱離法によって水素吸蔵量を評価した。試料としては、3年程度大気中に放置したものと、鏡面研摩したものの2種類を用意した。オージェ電子分光法で組成分布を測定したところ、鏡面研摩の場合は酸化層が10nm以下であるのに対し、大気にさらした試料は80nm程度の酸化層ができていることがわかった。水素吸蔵量に関しては、水素照射量が少ない内は、大気にさらした試料の方が一桁程度大きいが、照射量が増えるにつれ差は小さくなった。照射量が5$$times$$1018D/cm$$^{2}$$の場合、両者の吸蔵料はほぼ一致し、ステンレス鋼と同程度であった。これは、水素イオン照射により表面酸化層が除去されたことに対応すると考えられる。

論文

Low activated materials as plasma facing components

日野 友明*; 廣畑 優子*; 山内 有二*; 仙石 盛夫

Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

核融合原型炉以後の低放射化構造材候補であるフェライト鋼(F82H)、バナジウム合金(V-4Cr-4Ti)、炭化珪素複合材(SiC/SiC)について、それらの真空工学特性、プラズマのある環境での表面物性等を調べ、評価した。F82Hについては酸化しやすく、脱ガス量が多いことから、600度C程度の予備ベーキングが必要であることがわかった。V-4Cr-4Tiについては、JFT-2Mトカマク環境下に約9ヶ月間置き、約200nmの酸化層が生成されて水素吸蔵が抑制されることを見いだした。その結果、危惧されていた水素脆化は酸化層により制御できる可能性がある。SiC/SiCについては、水素吸蔵は炭素と同程度であるが、化学的損耗は無視し得る程度に小さいことが判明した。

論文

Deuterium retention of DIII-D DiMES sample

山内 有二*; 広畑 優子*; 日野 友明*; 正木 圭; 西堂 雅博; 安東 俊郎; D.G.Whyte*; C.Wong*

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1257 - 1260, 1999/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:17.15

表面の半分をB$$_{4}$$C転化した黒鉛サンプルをDIII-DのDiMESにより約15秒間(合計)重水素プラズマにさらし、そのサンプルの重水素リテンション量の2次元分布及び熱脱離特性を昇温脱離分析法(TDS)で調べた。脱離気体種はおもにHD,D$$_{2}$$,CD$$_{4}$$であり、放出される割合は黒鉛面及びB$$_{4}$$C面とも同程度であった。また脱離スペクトルのピークは黒鉛面、B$$_{4}$$C面ともに3ヶ所存在している。これらの結果は、これまでの実験結果と異なり、サンプル表面への炭素の堆積が原因と考えられる。脱離スペクトルの低温側のピークはB$$_{4}$$C面の方が大きくこれはB-D結合によるものと思われる。重水素リテンション量はプラズマ流入側(電子ドリフトサイド黒鉛面)のエッジ部が最も多かった。黒鉛面とB$$_{4}$$C面で重水素リテンション量を比較すると、それぞれ6.1$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$,6.9$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$とB$$_{4}$$C面がわずかに多くなっており、粒子束の大きいエッジ部を抜かした場合、さらにB$$_{4}$$C面の重水素リテンション量が多く、約1.5倍の値となった。

口頭

低エネルギー水素プラズマに曝された低放射化フェライト鋼の重水素保持・脱離挙動

鈴木 哲; 伊藤 達哉*; 信太 祐二*; 山内 有二*; 日野 友明*; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 秋場 真人

no journal, , 

低放射化フェライト鋼F82Hは核融合炉の第一壁の構造材料の候補材料の一つであるが、水素同位体の保持脱離挙動の把握に関しては、燃料密度制御や安全性の観点から重要であるにもかかわらず、まだ十分な評価は行われていない。本研究では、原子力機構にてダイバータプラズマを模擬した水素ビームを照射し、表面に損傷を与えたF82Hに対し重水素イオンを照射し、その保持脱離挙動を調べ、表面損傷との関係を明らかにした。その結果、水素イオン照射温度を変化させた場合、照射温度が室温から530Kまででは、重水素保持量に変化が見られなかったが、770Kでは重水素保持量が大幅に減少した。

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