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論文

How different is the core of $$^{25}$$F from $$^{24}$$O$$_{g.s.}$$ ?

Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri. A.*; Hwang, S. H.*; et al.

Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:14.4(Physics, Multidisciplinary)

中性子過剰核$$^{25}$$Fの構造が($$p,2p$$)反応で調査した。$$pi 0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子は1.0$$pm$$0.3と大きいが、一方で残留核である$$^{24}$$Oが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、$$^{25}$$Fのコア核$$^{24}$$Oは基底状態とは大きく異なり、$$^{24}$$Oの$$0d_{5/2}$$軌道に陽子がひとつ加わることで$$^{24}$$Oと$$^{25}$$Fの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。

報告書

火災時の通気挙動の検証(委託研究)

阿部 寛信; 畠山 信也; 山崎 雅直; 奥園 昭彦*; 坂井 哲郎*; 井上 雅弘*

JAEA-Research 2009-019, 192 Pages, 2020/02

JAEA-Research-2009-019.pdf:8.07MB

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、立坑を主体とした地下研究施設を建設中である。建設地点の地質は、新第三紀の堆積岩でメタンを主成分とした可燃性ガスを賦存するため、地下施設内で火災等が発生した場合を想定し、入坑者を安全に地上まで避難可能な坑内構造および防災システムを構築することが重要な課題である。立坑主体の地下施設内において、火災発生時は、火災ガスが浮力効果等により複雑な挙動をしめし、強制換気の下でも予期しない箇所まで影響を及ぼす可能性がある。しかし、このような火災ガスの挙動に関する研究はこれまでほとんど実施されていなかった。このため、地下施設建設時及び運用時の火災時防災システムの構築に資する観点から、地下研究施設の通気挙動を実験的に明らかにし、また、通気解析手法の妥当性の検証を目的として、地下坑道を模擬した室内立坑火災実験を実施し、火災で発生する浮力による火災ガスの逆流現象、通気主流の逆転現象、水平坑道の風門を開閉した場合の通気挙動を把握した。また、把握した諸現象をある程度再現可能で計算時間が現実的な解析手法に基づき、プロトタイプの解析システムを構築し、火災実験と同様の条件でシミュレーションを実施した。その結果、構築した解析手法は、火災実験で把握した諸現象を概ね再現できることを確認した。本成果を地層処分施設の建設を念頭においた地下施設における火災時の通気挙動予測ツールとして適用するため、今後は、(1)通気挙動予測ツールとして定量的な解析精度を得るために必要な機能の開発、(2)火災ガス濃度等の表示機能やメンテナンス環境機能の整備、(3)ユーザーフレンドリーでメンテナンスが容易なソフトにするための設計と開発を行い、実用的で一般性の高いプログラムを開発していく予定である。

論文

In situ X-ray diffraction study of the oxide formed on alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water

渡邉 真史*; 米澤 利夫*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美; 庄子 哲雄*

Corrosion, 72(9), p.1155 - 1169, 2016/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

In situ X-ray diffraction (XRD) measurements of the oxide film formed on Alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water were conducted to demonstrate a capability to investigate rapid changes in oxide films during transient water chemistry conditions. In the presence of dissolved hydrogen (DH) = 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O] and dissolved oxygen (DO) $$<$$ 0.06 ppm, only spinel oxides were detected and no significant NiO peak was found even after 1,220 h exposure. By contrast, once the DO was increased to 8 ppm, a NiO peak grew rapidly. Within 7 h, the amount of NiO became comparable to that of spinel oxide. However, when DO was decreased again below 0.3 ppm and DH was increased up to 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O], the ratio of NiO to spinel did not change during 10 h. Thus, the rate of dissolution of NiO in DH = 30 cm$$^{3}$$/kg water seemed to be lower than the growth rate of NiO in high DO conditions.

論文

In situ X-ray diffraction measurement method for investigating the oxides films on austenitic stainless steel in simulated pressurized water reactor primary water

渡邉 真史*; 米澤 利夫*; 菖蒲 敬久; 庄子 哲雄*

Corrosion, 71(10), p.1224 - 1236, 2015/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:75.09(Materials Science, Multidisciplinary)

Synchrotron X-ray diffraction analytical techniques have been used to investigate the structure of oxide films formed on Type 316L (UNS S31603) austenitic stainless steel in simulated pressurized water reactor primary water. The observed layer structures of the oxide films changed depending on the dissolved hydrogen concentration (DH) in PWR primary water. In two cases, where DH = 5 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O) or 30 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O), a (Ni$$_{x}$$Fe($$_{1-x}$$))Fe$$_{2}$$O$$_{4}$$-type spinel oxide was observed as the outer oxide, and a FeCr$$_{2}$$O$$_{4}$$-type spinel oxide was detected as the thin inner oxide. When DH = 30 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O), the Fe:Ni ratio in the (Ni$$_{x}$$Fe($$_{1-x}$$))Fe$$_{2}$$O$$_{4}$$ outer spinel oxide was much larger than when DH = 5 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O). In addition, sequential in situ measurements when the hydrogen concentration varied from 5 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O) to 30 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O) also demonstrated that the oxide layer structure seemed to adjust its characteristic composition as a function of the DH.

論文

Carbon transport and fuel retention in JT-60U with higher temperature operation based on postmortem analysis

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 足立 歩*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S1261 - S1265, 2013/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.2(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U炉内全体での水素蓄積量を評価するために、これまで明らかにされていないプラズマに直接当たらない領域(タイル側面及びダイバータ下部)での水素蓄積速度及び炭素堆積速度を実測した。得られた結果を、これまで明らかにされているプラズマに当たる領域でのデータと合わせることにより、JT-60U炉内全体で、水素あるいは炭素がどこにどれだけ蓄積・輸送されるのかを明らかにした。その結果、JT-60U炉内全体の水素蓄積速度は1.3$$times$$10$$^{20}$$ H+Ds$$^{-1}$$となり、この値は他のプラズマ装置にて報告されている値よりも遅いことがわかった。これは、JT-60Uが高温で運転されていることに起因する。

論文

Hydrogen isotopes retention in gaps at the JT-60U first wall tiles

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Fusion Science and Technology, 63(1T), p.367 - 370, 2013/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60U第一壁タイルの側面への水素蓄積量を評価するために、外側第一壁からポロイダル及びトロイダル方向に炭素タイルを数枚取り出し、タイル側面に蓄積した水素量を昇温脱離法(TDS)にて測定した。得られた結果をこれまでに測定されてきたプラズマ対向表面での結果と比較することで、タイル側面の温度は、プラズマ対向表面のように温度が上昇していること、タイル側面への水素蓄積量は時間とともに増加することが明らかとなった。その結果、JT-60U第一壁全体のタイル側面での水素蓄積速度は4e19 H+D/sと見積ることができた。これは、これまで水素蓄積量が最も多いとされるダイバータタイル表面の再堆積層でのそれ(3.4e19 H+D/s)とほぼ同等であることがわかった。このことは、第一壁タイル側面の単位面積当たりの蓄積速度は極めて低いものの、タイル側面の全面積が1桁以上大きいことに由来している。

論文

炉内トリチウム

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。

論文

Application of tritium tracer techniques to observation of hydrogen on surface and in bulk of F82H

大塚 哲平*; 田邉 哲朗*; 徳永 和俊*; 吉田 直亮*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1135 - 1138, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.73(Materials Science, Multidisciplinary)

Hydrogen including a trace amount of tritium was loaded on the edge surface of an F82H rod. After the loading, the rod was held at 298 or 323 K to allow hydrogen diffuse in and release out. Tritium tracer techniques have been applied to determine hydrogen depth profiles and hydrogen release rates by using an tritium imaging plate technique and a liquid scintillation counting technique, respectively. The depth profiles were composed of a surface localized component within 200 $$mu$$m of the surface and a diffused component extending over 1 mm in depth. The apparent hydrogen diffusion coefficients obtained from the depth profile of the diffused component are near the extrapolated value of the literature data determined at higher temperatures. The surface localized component, which is attributed to trapping at surface oxides and/or defects, was released very slowly to give apparent diffusion coefficients much smaller than those determined from the diffused component.

論文

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:4 パーセンタイル:62.46(Materials Science, Multidisciplinary)

炉内トリチウムの蓄積量を低減させるため、ITERでは第一壁をタングステンで被覆することが検討されているが、リミタなどの高熱負荷機器は炭素を使用する可能性がある。そのため、炉内のトリチウム蓄積量を予測するためには、炭素不純物の影響を評価する必要がある。本研究では、JT-60Uに設置されたタングステン被覆タイルへの重水素蓄積に対する炭素不純物の影響を調べた。プラズマ放電によって炭素タイルから損耗した炭素不純物が被覆タングステンへ蓄積しており、この炭素不純物に重水素が捕獲されていた。その結果、被覆タングステン中のD/Cは0.04-0.08となり、炭素堆積層中のT/Cに対して1/2-1/4に達していた。したがって、将来の核融合炉での炭素と被覆タングステンの同時使用によって、被覆タングステン中のトリチウムの蓄積量が、炭素堆積層と同程度まで増加する可能性がある。

論文

Study on effectiveness assessment of proliferation resistance

久野 祐輔; 小田 卓司*; 田中 知*; 深澤 哲生*; 田邉 朋行*; 玉井 広史; 堀尾 健太*; 浜崎 学*; 篠原 伸夫*; 池田 悠太*

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07

核拡散のリスク評価観点から核拡散抵抗性の有意性について研究した。次世代の10種類の再処理技術について、現状の手法であるPUREXに対する相対的な違いについてGIF-PRPP手法を用いて評価を行った。また拡散リスクにおける抵抗性の有効性についても評価した。抵抗性の効果は各国の国情に左右されることがわかった。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,33

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

2011年の5月に2つのITPAトピカルグループの会合が開催された。「スクレイプオフ層とダイバータ物理」トピカルグループはフィンランドで、及び「計測」トピカルグループはオランダで、それぞれ単独で会合を開催した。日本側ITPA委員から合計8名が出席し、活発な議論を行った。それぞれのトピカルグループの次回会合予定(それぞれ2012年1月、及び2011年10月)もあわせて示した。

論文

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

安全の観点から、核融合炉内のトリチウム蓄積量を基準値以下にする必要がある。そのため、水素同位体の蓄積量が比較的小さいタングステンが、ITERなどのプラズマ対向壁として有力である。これまで、タングステンへの重水素の蓄積量や表面形状の変化が基礎実験で調べられてきたが、トカマク装置を用いて調べた結果は少ない。大型トカマク装置でタングステンへの重水素の蓄積量や表面形状の変化を調べ、この結果を基礎実験の結果と比較・検討し、ITERのタングステン壁へのトリチウム蓄積量や表面形状の変化を予測する必要がある。JT-60Uでは、2003年に外側ダイバータの一部にタングステンを被覆した炭素繊維複合材料のタイルを設置し、2004年の実験終了後に一部のタイルを取り出した。本研究では、このタイルの表面状態と重水素の深さ分布を調べた。表面観察から、タングステン表面はスパッタリングにより損耗していたが、断面観察から損耗量は小さいことがわかった。タングステン層中の重水素の深さ分布は、タングステン層中の炭素不純物の分布と相似であった。したがって、重水素の蓄積量はタングステン層中の炭素量に依存している。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,28

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

第13回ITPA「SOLダイバータ物理」トピカルグループ会合の概要を報告した。

論文

核融合炉内複雑環境におけるトリチウム蓄積挙動の実験的研究

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

特定領域科学研究費補助金「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューの一部を発表代表者は担当し、JT-60Uの30秒Hモード放電における水素蓄積量と壁温,炭化水素発生量との関係について述べた。グリンワルド密度の50%程度の放電ではプラズマ容器の温度の違いによって水素の蓄積傾向が異なった。すなわち、壁温300$$^{circ}$$Cではショットを繰り返すごとに水素蓄積量は減少したが、壁温150$$^{circ}$$Cでは緩やかに減少し、壁温80$$^{circ}$$Cではほとんど増減しなかった。他方、グリンワルド密度の70%以上の高密度放電では壁温によらず水素蓄積量はショットを繰り返すごとに上昇した。この高密度放電ではダイバータ板からの炭化水素発生量の増加とともに水素蓄積量は増加した。これは、発生した炭素が再び堆積する際に水素を取り込み水素の蓄積量を増加させたためと解釈される。

論文

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。

報告書

J-PARC情報システムグループの認証システムグループによるICカードPKI認証方式のフィージビリティ・スタディ実施報告

手島 直哉; 青柳 哲雄; 橋本 清治*; 真鍋 篤*; 湯浅 富久子*; 中島 憲宏

JAEA-Data/Code 2009-004, 24 Pages, 2009/06

JAEA-Data-Code-2009-004.pdf:1.65MB

J-PARC情報システムグループの認証システムグループでは、J-PARCの情報システムで求められるセキュリティレベルに適合する認証方式を選択するため、J-PARCでの使用が想定されるICカードによるPKI認証方式に対し、J-PARCネットワークに適用・導入する際の問題点を事前に明らかにし、その実用性を検証することを目的にフィージビリティ・スタディを実施した。フィージビリティ・スタディの対象として、以下4つの検証項目を選択した。(1)「EAP-TLS無線LAN認証」,(2)「SSL-VPN装置を経由したWeb-SSLクライアント認証」,(3)「NAREGI-CAソフトウェアが発行する証明書によるICカードPKI認証」,(4)「DualカードタイプFeliCaを使用したPKI認証」。各検証項目に対して検証内容を定め、検証を実施した結果、有益な情報を得ることができた。本報告書は、これらフィージビリティ・スタディで実施した検証手順、結果及び得られた知見をまとめたものである。

論文

Hydrogen isotope retention in the outboard first wall tiles of JT-60U

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 信太 祐二*; 林 孝夫; 正木 圭; 佐藤 正泰

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.635 - 638, 2009/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:42.01(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uの真空容器内壁(第一壁)のトーラス外側のカーボンタイルについて、昇温脱離法((TDS),二次イオン質量分析方(SIMS)、及び走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて水素同位体(重水素)蓄積に関して測定した。外側第一壁では、通説通り損耗していることを確認した。また外側第一壁では、ダイバータ領域と異なり重水素が多く蓄積しており、さらに表面からかなり深い位置にまで重水素が捕獲されていることをSIMSによる深さ測定から明らかとなった。測定された深さは、入射された高速中性粒子入射(NBI)のエネルギーに概略対応するので、この堆積はNBIに起因する高エネルギー重水素に起因することを示唆している。さらに、外側第一壁の水素蓄積量は、単位時間・面積あたりではダイバータ損耗領域のものとほぼ同じで、ダイバータ堆積領域のものと比べ少ない。SIMSから得られた重水素の侵入深さ、及び真空容器に占める第一壁の面積を考慮すると、外側第一壁の炉内全体の蓄積量への寄与は、ダイバータ堆積領域のものと同程度の寄与を与える可能性があることが今回の測定で明らかとなった。

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:60.33(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

Tritium removal by isotopic exchange

田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; 柴原 孝宏*; 広畑 優子*; 吉田 雅史; 正木 圭; 佐藤 正泰

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.705 - 708, 2009/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.9(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uのダイバータ領域,第一壁への軽水素(H),重水素(D),三重水素(T)のすべての蓄積状態をレビュー,壁の温度,再堆積層の有無等を勘案して、将来のDT炉において、DD放電による同位体置換がどの程度有効かを評価した。放電に使われた軽水素,重水素、及びDD反応で発生した三重水素それぞれが蓄積量,蓄積深さ分布が異なっており、その理由を検討した。これにより高エネルギーで入射する三重水素,NBI加熱パワーの低い軽水素,壁温度等の役割を定性的にではあるが、ほぼ明らかにすることができた。また、軽水素,重水素の蓄積量及び深さ分布及びそれらの壁温度による違いから、DD放電後のHH放電において重水素が軽水素によって置換されたことを明らかにし、その置換は壁温度によってかなり異なるものの、プラズマ対向面の表面では非常に有効であると結論した。

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