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論文

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

JT-60Uの外側ダイバータから放出されたタングステンの再堆積分布を調べた。今回初めて中性子放射化分析法を用い厚い炭素たい積層に含まれるタングステンの面密度を正確に測定した。タングステンの堆積は内側ダイバータ及びドームタイルの外側に多く見られた。トロイダル方向にはタングステンタイルが設置した場所に非常に局在した分布であった。

報告書

電磁超音波による非接触型流体速度・温度計測の高度化(核燃料サイクル公募型研究 最終詳細報告書)

大塚 裕介*; 西川 雅弘*

JNC TY4400 2002-002, 59 Pages, 2002/03

JNC-TY4400-2002-002.pdf:3.84MB

本研究の目的は、ドライな環境で使用することができる電磁超音波素子によって流体速度や温度を計測することである。そのために、超音波送信器・受信器の開発を行った。また、電磁場解析によって受信器の定常磁場分布や渦電流分布についても調べた。その結果、外部励磁型受信器に比べて自己励磁型受信器は、測定分解能は高いが、リフトオフによって受信強度が大きく減少することがわかった。製作した送信器と受信器の特性は、鍛造鋼に送信器と受信器を向かい合わせになるように配置し、音速や受信強度から調べた。送信器に圧電素子を使用した場合は、製作した全ての受信器で超音波を受信することができた。しかし、受信器が小型になるほど受信強度が減少したため、電磁超音波送信器で超音波を発生させたときは、外部励磁型と自己励磁型受信器では超音波を受信することができず、磁歪型とキューブ型受信器で超音波を受信した。電磁超音波送信器・受信器を使い、水温を10$$sim$$70$$^{circ}C$$まで変化させ、温度と音速の関係を求めたところ文献値と良く一致し、温度測定を行うことができた。しかし、流速測定では十分は受信強度が得られず測定できなかった。

口頭

JT-60Uタングステン被覆ダイバータタイル導入に伴うタングステン再堆積分布の測定

福本 正勝*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*; 逆井 章; 正木 圭; 新井 貴; 柳生 純一; 信太 祐二; 久保 博孝; et al.

no journal, , 

タングステンタイル付近のダイバータ領域(P8トロイダルセクション)を中心に、炭素繊維(CFC)タイル上のタングステンの再堆積分布を調べた。また、タングステンのトロイダル方向への輸送を調べるため、P8セクションからトロイダル方向へ約60度離れたダイバータ領域(P5トロイダルセクション)についても、タングステンの再堆積分布を調べた。測定はSEMとEDXを用いて、タイル表面からの点分析及び破断面の線分析(深さ方向分布)を行った。表面からの点分析を行った結果、P8セクションの外側ウィングとドームトップのタイル表面には、最大3%のタングステンの堆積が確認された。内側ウィングのタイル表面では、タングステンの堆積割合は0.1%以下であった。内側ダイバータでは、タイル表面近傍のタングステンの堆積割合は0.4%以下であったが、破断面の線分析から、内部にはこれよりも大きい堆積割合を持つ堆積層が存在することがわかった。一方、P5セクションでは、内側ダイバータと外側ウィングのタイル表面近傍におけるタングステンの堆積割合は、P8セクションの同じタイルと比べて少ないこともわかった。

口頭

Tungsten deposition distribution in divertor region in JT-60U

渡邊 淳*; 福本 正勝*; 曽我 之泰*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 仲野 友英; 佐藤 正泰; 柳生 純一; et al.

no journal, , 

タングステンの損耗・発生及び再堆積などの特性を調べ、将来の核融合炉壁材としての適合性を判断するため、JT-60Uでは2003年にタングステンコートタイルを外側ダイバータ領域に設置した。2004年の実験終了後に、タングステンコートタイルと近傍のタイルを取り出しタングステンの堆積分布を調べた。内側ダイバータ領域ではタングステンは炭素との供堆積によって堆積し、その堆積層は深さ60マイクロンに達していた。他方、外側領域ではドームタイルの外側に厚さ数マイクロンで堆積していた。タングステンはタイルの設置場所に近い場所に堆積していたが、主プラズマ室第一壁にあるフェライトタイルに由来する鉄,ニッケル及びクロムは広く分布した再堆積分布であった。

口頭

JT-60Uにおけるタングステンの堆積分布

渡邊 淳*; 福本 正勝*; 曽我 之泰*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 朝倉 伸幸; 新井 貴; 仲野 友英; 佐藤 正泰; 柳生 純一; et al.

no journal, , 

タングステンの損耗,発生及び再堆積などの特性を調べ、将来の核融合炉壁材としての適合性を判断するため、JT-60では2003年にタングステンコートタイルを外側ダイバータ領域に設置した。2004年の実験終了後に、タングステンコートタイルと近傍のタイルを取り出しタングステンの堆積分布を調べた。内側ダイバータ領域ではタングステンは炭素との供堆積によって堆積し、その堆積層は深さ60マイクロンに達していた。他方、外側領域ではドームタイルの外側に厚さ数マイクロンで堆積していた。ここでのタングステンの堆積は設置したタングステンタイルについてトロイダル方向に非対称な分布であり、タングステンの輸送がプラズマフローに起因することを示唆する。

口頭

照射損傷を形成したタングステンの重水素蓄積

福本 正勝*; 山脇 章史*; 曽我 之秦*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 谷口 正樹; 井上 多加志; 坂本 慶司; 柳生 純一; 新井 貴; et al.

no journal, , 

将来のDT核融合炉では、プラズマ対向材料としてタングステンの使用が計画されている。このタングステンには、DT反応で発生する14MeVの高速中性子により照射損傷が形成されるが、照射損傷によるトリチウム蓄積増加が懸念されている。したがって、トリチウム蓄積の照射損傷依存性の評価は重要である。本研究では、300keVの水素負イオンビームを用いて最大$$sim$$4.8dpaの照射損傷を形成したタングステンに、1keVの重水素イオンを注入した。その後、SIMSとNRAを用いて重水素の深さ分布を調べた。その結果、試料の表面付近では、重水素密度は5.0$$times$$10$$^{23}$$D+/m$$^{2}$$以下のフルエンスで飽和することがわかった。このときの重水素密度は$$sim$$0.9$$times$$10$$^{27}$$D/m$$^{3}$$であった。深さ1$$mu$$m付近では、フルエンスの増加とともに重水素密度が増加した。しかし、8.0$$times$$10$$^{24}$$D+/m$$^{2}$$のフルエンスでも重水素密度は飽和しなかった。TDS測定によると、トラップサイトが飽和しうる軽水素が残留しており、この深さではトラップサイトが軽水素で満たされている可能性がある。

口頭

照射損傷を形成したタングステンの重水素蓄積

福本 正勝*; 山脇 章史*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 谷口 正樹; 井上 多加志; 坂本 慶司; 柳生 純一; 新井 貴; 高木 郁二*; et al.

no journal, , 

DT核融合炉壁のアーマー材として、タングステンの使用が検討されているが、中性子によるタングステン中の照射損傷へのトリチウムの蓄積増加が懸念されている。本研究では、高エネルギーイオンを用いてタングステンに照射損傷を形成した後、低エネルギー重水素イオンを照射し、タングステンに蓄積する重水素の量を詳細に調べた。その結果、照射済み材料では未照射材料に比べて重水素蓄積量が最大で6倍となった。

口頭

JT-60Uにおける炭素堆積層中のタングステンの分析

渡邊 淳*; 福本 正勝*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 仲野 友英; 佐藤 正泰; 柳生 純一; 落合 謙太郎; et al.

no journal, , 

JT-60Uのダイバータ板上の炭素堆積層中に含まれるタングステン量を測定するために、今まではエネルギー分散型X線分光法(EDX)をおもに用いてきた。この方法では入射する電子ビームのエネルギーによって分析可能な深さが決まる。電子ビームエネルギーが20keVの場合、この深さは約10$$mu$$mであることを実験及びモンテカルロ計算によって明らかにした。よって、内側ダイバータ板上など堆積層の厚さが数十$$mu$$m以上である場合には堆積層中のすべてのタングステンを検出することができず、タングステン量を過小評価する可能性がある。この場合には堆積層の破断面を分析するか、放射化分析法など他の分析法を用いる必要がある。

口頭

第一壁タングステン上の炭素堆積層形成と重水素吸蔵の温度依存性

上田 良夫*; 大塚 裕介*; 福本 正勝; 杉山 一慶*

no journal, , 

ITERでは、初期ダイバータの高熱負荷部にはCFC材を使用し、それ以外の部分ではWを使用する。このとき、CFC材から炭素が損耗して再堆積層を形成し、そこに水素同位体が共堆積する。DT放電ではこのような機構によるT蓄積量が多いと考えられ、ダイバータ部はすべてWとすることが検討されている。しかしながら、Wを高熱負荷部に設置するための検討課題も多く、CFC材をDT放電で使用する可能性もある。したがって、炭素の再堆積層におけるT蓄積量の正確な見積もりが重要である。しかし、再堆積層の形成条件や水素同位体の蓄積量は不明確な点が多く、特に堆積層形成の温度依存性のデータが少ない。そこで、本研究では、炭素割合を正確に測定した重水素・炭素混合イオンビームを温度勾配をつけたWに照射し、核反応分析法(NRA)を用いてW表面に堆積した炭素、及びそこに含まれる重水素の面密度を測定した。その結果、360$$^{circ}$$C以上では炭素の堆積が抑制され、この理由として、化学スパッタリングによる堆積層の損耗率の増加が原因であることがわかった。また、堆積層におけるD/Cは約0.28であることも明らかになった。

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