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論文

Suppression of vacancy formation and hydrogen isotope retention in irradiated tungsten by addition of chromium

Wang, J.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 鈴土 知明; 檜木 達也*; Alimov, V. Kh.*; Schwarz-Selinger, T.*

Journal of Nuclear Materials, 559, p.153449_1 - 153449_7, 2022/02

タングステン(W)マトリックス中のクロム(Cr)添加が空孔形成と水素同位体吸蔵に及ぼす影響を調べるために、W-0.3Cr合金サンプルに6.4MeV Feイオンを523-1273Kの温度範囲で照射した。これらの弾き出し損傷サンプルを673KでD$$_{2}$$ガスにさらした。Wマトリックスに0.3%のCrを添加すると、特に高温照射後の純Wと比較して重水素の吸蔵が大幅に減少した。1073Kで照射されたW-0.3Cr合金の陽電子寿命は、照射されていないものとほぼ同じであった。これらの事実は、0.3%のCr添加によって空孔タイプの欠陥の形成が抑制されたことを示している。

論文

Behavior of tritium in the vacuum vessel of JT-60U

小林 和容; 鳥養 祐二*; 齋藤 真貴子; Alimov, V. Kh.*; 宮 直之; 池田 佳隆

Fusion Science and Technology, 67(2), p.428 - 431, 2015/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uは、20年間の重水素実験の後、解体が開始された。解体では、真空容器中のトリチウムの保持量が安全上重要な問題の一つである。そこで、真空容器として用いられたインコネル625中のトリチウムの挙動を把握することは、非常に重要である。本報告では、室温中でインコネル625からトリチウムは、1年間連続的に放出されることを明らかにした。また、約1年間でほとんどのトリチウムが放出され、その化学形は、HTOであることを明らかにした。これらデータをもとに今後は、JT-60Uで用いられた真空容器を使用し、トリチウムの挙動に関する研究を進める。

論文

Tritium distribution on the tungsten surface exposed to deuterium plasma and then to tritium gas

磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 田口 明*; 齋藤 真貴子; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*; 山西 敏彦

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.10, p.81 - 84, 2013/02

重水素プラズマ照射したタングステン表面における水素補足サイトをイメージングプレート法とオートラジオグラフ法にて調べた。再結晶タングステン材を495から550Kで10$$^{26}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスまで重水素プラズマで照射した。その後、473Kでトリチウムガスに曝露しトリチウムを試料に導入した。イメージングプレート法により、水素の補足サイトが照射した箇所で非常に高密度になっていることが明らかとなった。また、オートラジオグラフ法では、その水素が結晶粒界とブリスタに集積していることが明らかとなった。

論文

Temperature dependence of surface topography and deuterium retention in tungsten exposed to low-energy, high-flux D plasma

Alimov, V.; 洲 亘*; Roth, J.*; Lindig, S.*; Balden, M.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.572 - 575, 2011/10

 被引用回数:67 パーセンタイル:98.62(Materials Science, Multidisciplinary)

低エネルギー(38eV/D)かつ高フラックス(10$$^{22}$$ D/m$$^{2}$$s)の重水素プラズマに曝した再結晶タングステンのブリスタリングと重水素保持量を320から800Kの温度領域で、電子顕微鏡,昇温脱離法,核反応法等で調べた。照射温度に対応して、さまざまな形状のブリスタが観察されたが、700K以上の温度ではブリスタの形成が観察されなかった。重水素保持量は、温度とともに上昇し、10$$^{26}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスでは530Kで7$$times$$10$$^{21}$$D/m$$^{2}$$、10$$^{27}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスでは480Kで1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$の最大値をそれぞれ示した。これ以上に温度が上昇すると保持量は低下し800Kでは、10$$^{19}$$D/m$$^{2}$$であった。

論文

Deuterium retention in porous vacuum plasma-sprayed tungsten coating exposed to low-energy, high-flux pure and helium-seeded D plasma

Alimov, V.; Tyburska, B.*; Ogorodnikova, O. V.*; Roth, J.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S628 - S631, 2011/08

 被引用回数:12 パーセンタイル:71.79(Materials Science, Multidisciplinary)

真空プラズマスプレイ法にて作製した多孔性タングステンを低エネルギーかつ高フラックス(10$$^{22}$$ D/m$$^{2}$$s)の重水素プラズマ及びヘリウム添加した重水素プラズマで照射し、その重水素保持量を昇温脱離法と核反応法を調べた。重水素プラズマで照射したタングステンは、340Kから560Kの温度領域において、重水素濃度は数マイクロメータの深さまで1$$sim$$2at.%に達していた。一方、700K以上では10$$^{-2}$$at.%であった。ヘリウムを添加した重水素プラズマで照射した場合は、400から600Kの温度領域では重水素保持量が低下したものの、700K以上ではほぼ同じ値であった。

論文

高密度・低エネルギー重水素プラズマに曝露したタングステンの表面トリチウム濃度分布

磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*

富山大学水素同位体科学研究センター研究報告, 31, p.49 - 57, 2011/00

核融合炉では、真空容器内のトリチウム保持量の制限やプラズマへの不純物混入を防ぐ観点から、プラズマ対抗壁候補材のタングステンとプラズマとの相互作用が重要な課題の一つとなっている。タングステンにプラズマを照射すると表面にこぶ状の膨らみが生じ、トリチウム保持量が増加することが知られているが、プラズマ照射により表面構造が変化し保持量の増加をもたらす可能性も指摘されている。そこで、低エネルギーで高密度の重水素プラズマで照射したタングステンを作製し、トリチウムガスに曝露することでプラズマ照射により変化したタングステン表面の水素濃度を測定した。その結果、プラズマ照射によりタングステン表面に補足されたトリチウム濃度が増加し、その濃度は未照射の試料と比べ2倍に達することが明らかとなった。

論文

Deuterium trapping in tungsten deposition layers formed by deuterium plasma sputtering

Alimov, V.; Roth, J.*; 洲 亘*; Komarov, D. A.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 399(2-3), p.225 - 230, 2010/04

 被引用回数:26 パーセンタイル:87.19(Materials Science, Multidisciplinary)

マグネトロンスパッタリングや直線プラズマ発生器により形成されたタングステン再堆積層のインフルエンスによる表面構造及び堆積状況の違いを調べた。タングステン再堆積層の密着性には、下地とタングステンの熱膨張係数の違いに対する依存性並びに厚みや下地温度への依存性が存在することが明らかになった。また、重水素濃度は、下地温度の上昇及び堆積速度の増加とともに減少することがわかった。

論文

Surface morphology and deuterium retention in tungsten exposed to low-energy, high flux pure and helium-seeded deuterium plasmas

Alimov, V.; 洲 亘*; Roth, J.*; 杉山 一慶*; Lindig, S.*; Balden, M.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Physica Scripta, T138, p.014048_1 - 014048_5, 2009/12

 被引用回数:106 パーセンタイル:95.05(Physics, Multidisciplinary)

ヘリウムを加えた低エネルギー,高フルエンスの重水素プラズマで照射した再結晶タングステンについて、表面の形状変化,重水素保持量及び重水素の深さ方向分布を電子顕微鏡,昇温脱離法並びに核反応法を用いて調べた。重水素のみのプラズマで照射した場合、照射温度に依存したブリスタの形成が確認できた。また、重水素保持量は温度とともに上昇し、480Kで最大値となった後、減少することが明らかになった。一方、ヘリウムを5%加えた重水素プラズマで照射した場合、重水素保持量の顕著な低下,ブリスタの形成抑制が観察された。

論文

Deuterium retention, blistering and local melting at tungsten exposed to high-fluence deuterium plasma

洲 亘; 中道 勝; Alimov, V.; Luo, G.-N.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.1017 - 1021, 2009/06

 被引用回数:40 パーセンタイル:93.81(Materials Science, Multidisciplinary)

大きいフラックス(10$$^{22}$$D$$^{+}$$/m$$^{2}$$/s)と低いエネルギー(38eV)の重水素プラズマ(フルエンス:$$>$$10$$^{26}$$D/m$$^{2}$$)照射によるタングステンでのブリスタリング,重水素滞留及び局所的な溶融について、SEM, FIB, TDS、及びEPMAを用いて調べた。ブリスタリングと重水素滞留は、顕著な温度依存性及びフルエンス依存性を示したが、ブリスタリングが重水素-空孔のクラスタ形成,拡散と凝縮によるものと考えられ、その機構の解明によりブリスタリングの抑制に指針が与えられた。また、局所的な溶融はフレークのある結晶粒に現れ、フレークとバルク材との熱伝導の損失によるものと考えられる。

論文

Surface modification and deuterium retention in tungsten and molybdenum exposed to low-energy, high flux deuterium plasmas

Alimov, V.; 洲 亘; Roth, J.*; Komarov, D. A.*; Lindig, S.*; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 山西 敏彦

Advanced Materials Research, 59, p.42 - 45, 2009/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.12

This work deals with deuterium retention in single-crystalline and polycrystalline W and Mo exposed to low-energy (38-200 eV/D) and high ion flux deuterium plasmas at temperatures in the range from 303 to 783 K. The D retention and depth profiles were examined with thermal desorption spectroscopy (TDS) and the nuclear reaction. The surface morphology of the plasma-exposed W and Mo samples was investigated by scanning electron microscope. In W and Mo single-crystalline and polycrystalline materials exposed to the 38 and 200 eV D plasmas to ion fluences, in the range from 2E24 to 1E26 D/m$$^{2}$$, the D retention increases with the exposure and then decreases as the temperature grows further. For polycrystalline samples exposed at temperatures above 350 K, the D retention in the bulk (far beyond the ion range) is dominant.

論文

Deuterium depth profiling in JT-60U tiles using the D($$^{3}$$He, p)$$^{4}$$He resonant nuclear reaction

林 孝夫; 杉山 一慶*; Krieger, K.*; Mayer, M.*; Alimov, V. Kh.*; 田辺 哲朗*; 正木 圭; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.904 - 909, 2007/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.76(Materials Science, Multidisciplinary)

D($$^{3}$$He, p)$$^{4}$$He核反応分析法を用いてJT-60Uタイルを分析した。最も重水素濃度が高かったのは外側ドームウィングの排気スロット近傍であり、深さ16$$mu$$mまでの重水素の面密度は$$approx$$2.5$$times$$10$$^{22}$$ D/m$$^{2}$$であった。ここではミクロンオーダーの堆積層がタイル表面に観察されており、共堆積により多量の重水素量が蓄積したと考えられる。また中性粒子ビーム入射加熱(NBI)に起因する重水素が外側ドームウィングやドームトップタイルに高粒子束で入射し、重水素蓄積に寄与していると考えられる。深さ分布については約2.5$$mu$$mにD/C$$approx$$0.05の緩やかなピークがあった。これは大気解放前にプラズマ対向壁からトリチウムを除去するための軽水素放電により表面近傍の重水素が軽水素に置換したためである。一方、第一壁領域では最も重水素量の多いところで$$approx$$1.0$$times$$10$$^{22}$$ D/m$$^{2}$$であった。

口頭

重水素プラズマ照射したタングステンのブリスタ形成機構の解明

磯部 兼嗣; Alimov, V.; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*

no journal, , 

水素プラズマで照射したタングステン表面に生じるブリスタの形成機構を明らかにするため、照射温度が495K, 550Kと二つの異なるタングステン試料を作製し、573Kにてトリチウムガスに曝露後、表面での水素濃度を$$beta$$線誘起X線計測(BIXS)法を用いて測定した。その結果、X線の強度は、供試材,550K, 495Kの順に強くなっていることがわかった。このことから、ブリスタの形成だけでなく表面に存在する水素濃度にも照射温度依存性があることがわかった。また、大きなブリスタが形成された495Kで照射した試料が、最も強いX線強度であったことから、ブリスタの形成と表面の水素濃度に密接な関係があることが本測定結果からも示唆された。

口頭

Tritium distribution of tungsten exposed with low energy, high flux D plasma

磯部 兼嗣; Alimov, V.; 山西 敏彦; 鳥養 祐二*

no journal, , 

プラズマと材料表面との相互作用を調べるため、低エネルギーで高いフラックスの重水素プラズマで照射したタングステンのトリチウム分布をBIXS法にて測定した。重水素プラズマ照射は495Kと550Kで行った。その後重水素で希釈したトリチウムガスに473Kで5時間曝露することで同位体交換反応によるトリチウムの導入を行った。BIXS法で表面からの詳細な深さ方向のトリチウム分布を測定したところ、495Kで照射した試料が最も高い表面水素濃度を示した。この結果は、以前実施した昇温脱離法による重水素保持量の結果と非常に一致していた。

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