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論文

Hydrogen retention of JT-60 open divertor tiles exposed to HH discharges

柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 大西 祥広*; 新井 貴; 正木 圭; 奥野 健二*; et al.

Nuclear Fusion, 46(10), p.841 - 847, 2006/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:48.6(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60でダイバータタイルとして使用され、軽水素放電に曝された黒鉛タイルからポロイダル方向に試料をサンプリングし、昇温脱離(TDS)実験を行うことでタイル中の水素蓄積量を評価した。なお、タイルのプラズマ対向面のほとんどは再堆積層で覆われていた。得られたTDSスペクトルの構造は、再堆積層の非常に薄い試料を除けば試料による差は少なく、タイル中に蓄積されていた水素の大部分は水素分子の形態で、970K付近に脱離のピークが存在した。全脱離水素量は再堆積層の厚さにほぼ比例していた。この結果は、ほとんどの水素原子が再堆積層中に均一に蓄積されていたことを示している。求めた水素濃度はH/C=0.03となり、飽和水素濃度(H/C=0.4-1.0)に比べて非常に低かった。水素濃度が低くなった原因として、水素蓄積時に再堆積層の温度が関係していたと考えられ、壁温度を高くすることで水素蓄積量を大幅に減少できる。

論文

Hydrogen isotope distributions and retentions in the inner divertor tile of JT-60U

大矢 恭久*; 廣畑 優子*; 田辺 哲朗*; 柴原 孝宏*; 木村 宏美*; 小柳津 誠*; 新井 貴; 正木 圭; 後藤 純孝*; 奥野 健二*; et al.

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.945 - 949, 2005/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの内側ダイバータ中の水素と重水素の分布及び滞留量を二次イオン質量分析法(SIMS)及び昇温脱離法(TDS)、また再堆積層の有無及び厚みを走査電子顕微鏡(SEM)を用いて評価した。その結果、ほとんどの水素及び重水素は再堆積層(HH再堆積層またはDD再堆積層)に滞留していた。重水素放電時に高い熱出力があったため、DD再堆積層中の重水素はHH再堆積層中の水素よりもかなり少なかった。再堆積層が存在しない排気ポート近くでは表面近傍に重水素がおもに存在し、これが主要な水素のプロファイルとなっていた。これらの結果から推定されるトリチウムの滞留挙動は放電履歴及び温度に強く影響されることが明らかとなった。グラファイトタイルや再堆積層中のトリチウム滞留量は、核融合炉運転中の温度を上げることによって大幅に低減することが可能であると言える。

論文

Retention of hydrogen isotopes in divertor tiles used in JT-60U

廣畑 優子*; 柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 大矢 恭久*; 新井 貴; 後藤 純孝*; 正木 圭; 柳生 純一; 小柳津 誠*; 奥野 健二*; et al.

Fusion Science and Technology, 48(1), p.557 - 560, 2005/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.09(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uで重水素と水素放電に曝されたダイバータタイル中の水素同位体保持特性を昇温脱離法と二次イオン質量分析法で測定した。JT-60Uのタイルから放出する主な気体はH2, HD, D2とCH4であった。内側ダイバータタイルの水素同位体保持量は、再堆積層の厚さに比例して増加した。この直線の勾配より求めた再堆積層中の水素濃度は約0.02で、JT-60で水素放電に曝されたタイルの値に類似し、他のプラズマ実機装置に比べて極めて低かった。この理由として、JT-60Uの運転温度が300$$^{circ}$$Cであったこと、再堆積層がポーラスで基板との熱接触が劣化し、放電中にタイル表面の温度が上昇したものと考えられる。損耗を受けていた外側ダイバータタイルは、内側ダイバータタイルに比べてH保持量が少なく、バッフル板でも同様な傾向が見られた。ドームトップタイルは外側バッフル板とほぼ同程度の保持量であった。タイル中に保持されたDとHの比(D/H)はほぼ0.4であり、放電回数が少なかったHの方がむしろ多く保持されており、表面近傍に保持されていたDが水素放電中に交換されていたことを示唆している。同じことは水素同位体の深さ分析の結果でも示されている。再堆積層直下にも重水素が保持されていた。

論文

Retention characteristics of hydrogen isotopes in JT-60U

正木 圭; 杉山 一慶*; 林 孝夫; 落合 謙太郎; 後藤 純孝*; 柴原 孝宏*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*; 宮 直之; 田辺 哲朗*

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.553 - 559, 2005/03

 被引用回数:26 パーセンタイル:11.64(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにおいて、DD反応で生成されたトリチウム及び重水素のプラズマ対向壁への蓄積分布を評価し、真空容器内での水素同位体挙動を調べた。(1)プラズマ対向壁に蓄積されたトリチウムのIP及び燃焼法による測定と、損耗及び再堆積測定から以下の結果を得た。ドーム頂部でトリチウム濃度が最も高く、厚い堆積層が存在する内側ダイバータ部では低かった。(2)この結果とOFMC解析結果から、JT-60Uで得られたトリチウム分布は、DD反応で生成された高エネルギー(1MeV)トリチウムがリップルロスによりプラズマから損失し、エネルギーをあまり失うことなく壁に深く入射されたものであることが明らかとなった。(3)NRAによる重水素蓄積量測定結果では、プラズマ対向壁における重水素分布は、トリチウム分布と異なり、最も高い重水素蓄積量を示したドーム外側ウイングでもD/C$$sim$$0.05と低い値を示した。厚い堆積層の存在する内側ダイバータではさらに低く、D/C$$sim$$0.01以下であった。いずれの結果も、共堆積により多くのトリチウムが残留するJETのトリチウム分布とは大きく異なり、JT-60Uプラズマ対向壁における水素同位体の挙動は、それぞれの粒子のプラズマ対向壁への入射分布及び壁(炉内構造物)温度の影響を受けていることを示すものである。

論文

Hydrogen retention in divertor tiles used in JT-60 for hydrogen discharge period

廣畑 優子*; 柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 新井 貴; 後藤 純孝*; 大矢 恭久*; 吉田 肇*; 森本 泰臣*; 柳生 純一; 正木 圭; et al.

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.609 - 613, 2005/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:30.9(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60の水素放電期間に使用された下部ダイバータタイル中の水素保持特性を昇温脱離法(TDS),二次イオン質量分析法(SIMS)と弾性反跳検出法(ERDA)で測定した。その結果は以下のようである。(1)JT-60のダイバータタイル上には最大で70ミクロンの再堆積層が堆積していた。(2)単面積あたりの水素保持量は再堆積層の厚さに比例して増加した。(3)再堆積層中の水素濃度が膜中で均一であり、再堆積層の密度がバルクの等方性黒鉛と同じであると仮定して、この比例定数から再堆積層中の水素濃度を求めた。(4)再堆積層中の水素濃度は約0.015であり、この値は他のプラズマ実機装置の再堆積層中の水素濃度に比べて低かった。(5)再堆積層を除去した試料中の水素濃度は直線の外挿点よりも低いことから、再堆積層直下にも水素が保持されていることを示唆している。(6)このような低い水素濃度になった理由としてJT-60は運転温度が300$$^{circ}$$Cであったことと、再堆積層がポーラスで基板との熱接触が劣化し、放電中にタイル表面の温度が上昇したものと考えられる。(7)タイル温度を300$$^{circ}$$C以上に保つことができれば、トリチウムインベントリーを少なくできる。

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:66.24(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

Investigation of compatibility of low activation ferritic steel with high performance plasma by full covering of inside vacuum vessel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 栗田 源一; Bakhtiari, M.; 小川 宏明; 星野 克道; 河西 敏; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.721 - 725, 2004/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.82(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は核融合原型炉のブランケットの有力な候補材料であるが、強磁性体であり不純物の吸蔵量も大きいことから高性能プラズマとの共存性の実証が不可欠である。JFT-2Mにおいては、原研炉のブランケット壁を模擬するため、真空容器の内壁全面にフェライト鋼を設置し、適合性試験を行っている。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%程度であることを示し、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。さらに、原型炉においても、制御に対する影響はJFT-2Mと同程度と予測されることを示した。また、原型炉で想定されている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壁無しの安定化限界に近い、規格化ベータ3.3程度のプラズマが生成できることを実証した。この配位をベースにしてプラズマを全体的に弱磁場側の壁に近付けたところ、ディスラプション直前のモードの成長速度が壁の時定数程度(数ms)まで低減した。これは壁安定化効果の存在を示唆する。その他、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ておらず、フェライト鋼の原型炉への適用に対し、明るい見通しを与える結果が得られた。

論文

Major results of the cooperative program between JAERI and universities using plasma facing materials in JT-60U

宮 直之; 田辺 哲朗*; 西川 正史*; 奥野 健二*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.74 - 80, 2004/08

 被引用回数:12 パーセンタイル:32.62(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uでのプラズマ壁相互作用の研究を行うため、平成13年度よりJT-60U第一壁を利用した大学との協力研究(JT-60Uにおけるプラズマ壁相互作用とトリチウム蓄積及び炉内構造物の照射後試験に関する研究)を開始した。本報告は、おもに初期2年間で得られた研究活動成果をまとめたものである。各大学や研究施設が得意とする分野での研究を実施して、短期間で多くの研究成果を得ることができた。主な成果は以下である。(1)イメージングプレート法によりプラズマ対向壁でのトリチウム分布を測定し、高速トリトンの軌道計算結果と比較した。(2)ダイバータ材料表面での損耗・再堆積分布をダイヤルゲージとSEMで観察した。(3)ダイバータ領域での水素,重水素深さ分布や化学形態をSIMS, XPSで分析した。(4)昇温脱離法で第一壁サンプルからのトリチウム脱ガス挙動を評価した。(5)真空容器からの排気ガス中トリチウム濃度を測定し、放電洗浄によるトリチウム脱ガス特性を調べた。

論文

Analyses of hydrogen isotope distributions in the outer target tile used in the W-shaped divertor of JT-60U

大矢 恭久*; 森本 泰臣*; 小柳津 誠*; 廣畑 優子*; 柳生 純一; 三代 康彦; 後藤 純孝*; 杉山 一慶*; 奥野 健二*; 宮 直之; et al.

Physica Scripta, T108, p.57 - 62, 2004/00

JT-60Uにおいて両側排気時期に使用された外側ダイバータタイル中の水素同位体挙動をSIMS,XPS,SEMを用いて調べた。その結果、タイル中央部分では水素同位体濃度が低 く、タイル両側で高いことがわかった。下側排気ポート近くで水素同位体濃度が最も 高く、この部分に多く観察される再堆積層中に存在している可能性が示唆された。タイル中央部では再堆積層に替わってエロージョンが支配的である。放電時にタイル表面温度が上昇し、水素同位体の多くが除去されたと推察できる。一方、上部ではタイル中央部ほどストライクポイントの頻度が少ないことから、表面に重水素放電後に実施した水素放電による水素が滞留している。また、タイル内部のカーボンファイバー上に再堆積層が存在しており、表面はエロージョンが支配的であるが、内部の堆積膜中には水素同位体が存在している可能性が示唆された。これらの結果より、外側ダイバータ部では主にエロージョンが支配的であるが、ストライクポイントの頻度が少ない場所において再堆積層が存在し、その内部に水素同位体が存在していること,タイル表面における水素同位体挙動はタイルの温度,損耗の効果,ストライクポイントの位置・頻度に大きく影響を受けること等が明らかとなった。

論文

High performance tokamak experiments with a ferritic steel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 木村 晴行; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 星野 克道; Bakhtiari, M.; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 43(10), p.1288 - 1293, 2003/10

 被引用回数:34 パーセンタイル:24.44(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、原型炉のブランケット構造材料の候補である低放射化フェライト鋼とプラズマとの適合性を調べる実験を進めてきている。昨年度にはフェライト鋼内壁を真空容器内に全面的に設置する作業を行い、今年度より実験を開始している。プラズマ生成,制御は問題なく行われ、金属不純物の放出も検出限界以下であった。改善閉じ込め(Hモード)も実現され、そのしきいパワーもこれまでと同等であった。プラズマ安定性に関してもこれまでの所悪影響は観測されておらず、規格化$$beta$$が3を超える放電との共存性も示された。高速イオンのリップル損失に関しても顕著な低減が実証された。以上のように、フェライト鋼の悪影響は小さく、有望な結果を得ている。JFT-2Mでは、その他にも先進的、基礎的な研究を行っている。先進的粒子供給手法であるコンパクトトロイド(CT)入射実験においては、再現性よくプラズマ中へ入射が行われ、CT入射に伴う密度の急上昇が初めて明確に観測された。

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

Suppression of hydrogen absorption to V-4Cr-4Ti alloy by TiO$$_{2}$$/TiC coating

廣畑 優子*; 元嶋 大*; 日野 友明*; 仙石 盛夫

Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.172 - 176, 2003/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.54

核融合炉材料候補材の一つである低放射化バナジウム合金(V-4Cr-4Ti)の、降温時における水素吸収を低減させるために酸化チタン層コーティングを試みた。この層の組成はTiO$$_{2}$$とTiCであり、そのうちTiO$$_{2}$$は80%である。コーティング層の厚さを増大させるに従いバナジウム合金の水素吸収率は大幅に低減され、厚さ0.5$$mu$$m,温度 573Kではコーティングしない場合の1/50までとなった。

論文

Hydrogen isotope behavior in in-vessel components used for DD plasma operation of JT-60U by SIMS and XPS technique

大矢 恭久*; 廣畑 優子*; 森本 泰臣*; 吉田 肇*; 児玉 博*; 木津 要; 柳生 純一; 後藤 純孝*; 正木 圭; 奥野 健二*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.209 - 213, 2003/03

 被引用回数:24 パーセンタイル:14.57

JT-60UのDD放電実験を行ったダイバータ領域のタイル(ドームユニット,外側ダイバータ,外側バッフル板)中の水素同位体分析について二次イオン質量分析法(SIMS)を用いて行った。また、グラファイト,ボロン,酸素の化学状態についてX線光電子分光法(XPS)を用いて分析した。その結果、タイル内部の水素,重水素量はドームユニット,外側バッフル板で高く、外側ダイバータでは低かった。これらの結果からグラファイトタイル中の水素濃度はDD放電実験時のタイル温度,イオンフラックスなどに大きく影響していると考えられる。また、XPSの結果より、ドームユニットの内側部分においてC-1sピーク位置の大きな変化が見られ、タイル表面では炭化水素が形成されていることが示唆され、これらの結果はSIMSの分析結果とよく一致する結果であった。また表面にはボロニゼーションの結果堆積したと考えられるボロンも存在していることが明らかとなった。

論文

XPSによる核融合プラズマ対向材料の分析技術

柳生 純一; 後藤 純孝*; 新井 貴; 宮 直之; 森本 泰臣*; 奥野 健二*; 大矢 恭久*; 廣畑 優子*; 田辺 哲朗*

平成15年度機器・分析技術研究会報告, p.105 - 108, 2003/00

原研では次期核融合装置の設計に役立てるため、平成13年度よりJT-60Uのプラズマ対向壁を利用した協力研究を大学等と幅広い協力・共同研究のもとに進めている。前回の機器・分析技術研究会においては、「JT-60U使用済み第一壁の表面分析」と題して、分析機器の紹介,X線光電子分光法(XPS)によるタイル表面の不純物挙動の報告及びタイル分析の課題等を広く議論した。今回は、その中から特にXPS分析時の帯電現象について、分析時の帯電抑制と分析後のデータ補正を組合せることで、帯電がほぼ解消できることを報告する。

論文

Deuterium retention of V-4Cr-4Ti alloy exposed to the JFT-2M tokamak environment

廣畑 優子*; 小田 知正*; 日野 友明*; 仙石 盛夫

Journal of Nuclear Materials, 290-293, p.196 - 200, 2001/03

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.32

バナジウム合金(V-4Cr-4Ti)を約300$$^{circ}C$$に加熱してJFT-2Mダイバータ室にて約200ショットさらした後に取り出して、昇温脱離法、オージェ分析法により分析した。軽水素は、もともと吸蔵していた量(17ppm)が約半分の8ppmまで減少し、燃料の重水素も1.3ppm程度しか捕捉されなかった。これは高温での試料照射と表面での酸化・炭化層生成に起因していると考えられ、これらの相関について追試験を行い確認した。

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

Performance of V-4Cr-4Ti alloy exposed to the JFT-2M tokamak environment

Johnson, W. R.*; Trester, P. W.*; 仙石 盛夫; 石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; Tsai, H.*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.622 - 627, 2000/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.38

低放射化材料であるバナジウム合金は核融合炉の構造材として有望であるが、水素(あるいはその同位体)を吸蔵してもろくなる(脆化)性質がある。そこで、実際のトカマク環境下ではどうなるか試験するために、約9ヶ月間JFT-2Mのダイバータ室に置いた後、機械的、化学的特性変化を調べた(300$$^{circ}C$$昇温)。(GAが試料を提供し、原研・北大・ANLで分析を分担した。)9ヶ月の間約200回のダイバータ放電を行ったが、もともとあった水素は半減し、燃料ガスである重水素は1.3ppm程度しか吸蔵されなかった。これは表面に酸化物/炭化物が生成されたためと考えられる。その結果、機械的特性はほとんど変化せず、心配された水素脆化は見られなかった。

論文

JFT-2Mトカマク装置の放電にさらされたバナジウム合金の水素捕捉

小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; 仙石 盛夫

真空, 43(3), p.325 - 328, 2000/03

将来の核融合炉構造材料の候補材であるバナジウム合金の水素捕捉について調べ、その捕捉量とTi-O酸化層との関係を明らかにした。JFT-2Mトカマク環境下に置いた試料には約200nmの酸化層が形成され水素捕捉が約2ppmと小さいが、同様の現象が人為的に酸化させた場合も観測された。この場合の酸化層の厚さは、酸化時の試料温度を100$$^{circ}C$$,300$$^{circ}C$$,450$$^{circ}C$$と変えた場合それぞれ240,460,30nmと異なり、それぞれの厚さに対して水素捕捉量を調べた結果160nm以上の酸化層が形成された場合捕捉が抑制され、実機での結果と矛盾しないことがわかった。このことは、水素脆化低減策の検討のうえで重要な情報となる。

口頭

JT-60U黒鉛タイルの水素同位体蓄積挙動

柴原 孝宏*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*; 小柳津 誠*; 大西 祥広*; 吉河 朗*; 奥野 健二*; 杉山 一慶*; 田辺 哲朗*; 新井 貴; et al.

no journal, , 

JT-60Uのダイバータタイル及び第一壁の水素同位体(軽水素,重水素)蓄積量とその深さ分布を、昇温脱離法(TDS),二次イオン質量分析法(SIMS),X線光電子分光法(XPS)で分析し、タイル表面の損耗・再堆積を走査型電子顕微鏡(SEM)で観察した。第一壁は損耗・再堆積にかかわらず水素同位体蓄積量はほぼ一定であり、タイル表面付近に打ち込まれた水素の寄与が大きいことが示唆された。ダイバータ部分の再堆積領域において、プラズマに曝され放電時にタイル表面温度が上昇した領域は、水素同位体は再堆積層中に(H+D)/C=0.02と非常に低い濃度で均一に蓄積されていた。これに対し、プラズマの影になり放電時の温度上昇が小さかった領域では、水素同位体は再堆積層中に(H+D)/C=0.13と高い濃度で蓄積されていた。一方、損耗領域での水素同位体蓄積量は非常に少なかった。また、タイル温度が高かった領域では軽水素放電による重水素の置換が大きく進行したことが明らかとなった。以上から、水素同位体蓄積量は放電時のタイル表面温度に大きく依存し、タイル温度を上昇させることで水素同位体蓄積量が低減できることが示唆された。

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