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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

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00519-4

被引用回数：20 パーセンタイル：79.79(Materials Science, Multidisciplinary)

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6.110 $^{16}$ D/cm $^{2}$ ,6.910 $^{16}$ 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。

論文

Blanket design for the ARIES-I tokamak reactor

C.P.C.Wong*; E.T.Cheng*; R.L.Creedon*; J.A.Leuer*; K.R.Schultz*; S.P.Grotz*; N.M.Ghoniem*; M.Z.Hasan*; R.C.Martin*; F.Najmabadi*; et al.

Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1035 - 1038, 1989/00

ARIES-Iトカマク型核融合動力炉に対して、2つのガス冷却方式のブランケット案を設計・検討した。1つは5MPaのヘリウムガス冷却型、他の一つはLi $_{4}$ O $_{4}$ 粒子を混入した0.5MPa炭酸ガス冷却型であり、いずれも低放射化セラミックブランケット設計案である。その結果、基本設計としてデータベースの豊富なHe冷却型が採用された。また、構造部材料としてSiC複合材、固体T増殖材としてLi $_{4}$ SiO $_{4}$ 、そして中性子増幅材としてBeの金属ペレットを用いることで、高い冷却材出口温度、良い中性子増幅及び適当なT増殖を有する高性能ブランケットを設計することができた。また、本低放射化設計は10CFR61 Class-C基準を満足するばかりでなく、固有安全性を有するものとなっている。