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Overview of plasma-material interaction experiments on EAST employing MAPES

Ding, F.*; Luo, G.-N.*; Pitts, R.*; Litnovsky, A.*; Gong, X.*; Ding, R.*; Mao, H.*; Zhou, H.*; Wampler, W. R.*; Stangeby, P. C.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.710 - 716, 2014/12

 被引用回数:23 パーセンタイル:91.23(Materials Science, Multidisciplinary)

A movable material probe system (Material and Plasma Evaluation System: MAPES) with an independent pumping system and a sample exchange chamber has been developed and installed on a horizontal port of the EAST tokamak for studies of plasma material interaction (PMI). In the 2012 experimental campaign, deposition and erosion were studied for three samples: mock-up of the outer first wall panels (FWPs) in ITER, castellated tungsten, and molybdenum mirrors. The FWPs with carbon deposition layer were exposed to helium plasmas. The maximum erosion rate of the carbon was valuated to be 8 nm/s. The castellated tungsten with rectangular cells and roof-like shaped cells was exposed to deuterium plasmas to compare amount of deposits on the gap surface. The amount of carbon and boron impurities on the gap surface of the roof-like shaped cells were reduced to less than 30% compared with that of the rectangular cells. The molybdenum mirrors of which protective ducts are installed in front were exposed to deuterium plasmas in order to investigate effects of length of the ducts. It was found that the reflectivity of the mirrors with 60 mm-long protective ducts is kept the initial reflectivity.


FUJI, an initial sintering comparison test for pelletized-, sphere-pac- and vipac-fast breeder reactor mixed oxide fuel

Bart, G.*; Bakker, K.*; Hellwig, C.*; 木原 義之; 小澤 隆之; Wallin, H.*; 重留 義明

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.329 - 336, 2007/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.11(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構がPaul Scherrer Institute(PSI,スイス)及びNuclear Research and Consultancy Group(NRG,オランダ)と実施したFUJI共同研究では、20%のPuO$$_{2}$$,5%NpO$$_{2}$$の組成の混合酸化物燃料を、スフェアパック燃料,バイパック燃料,ペレット燃料の3つの形態で製造し、照射初期の組織変化挙動と溶融限界評価を行った。これらの燃料ピンは旧JNCの協力の下でPSIが製造したもので、オランダのHigh Flux Reactor(HFR)において照射及び照射後試験を実施した。照射挙動にかかわるモデリングはPSIと旧JNCが実施した。本論文は共同研究にかかわる計画立案,照射挙動にかかわる予備評価及び照射燃料ピン製造の経過についてまとめたものである。


PIE results of comparative irradiation tests in HFR for sphere-pac fuel, pellet fuel and vipac fuel

森平 正之; Hellwig, C.*; Bakker, J.*; 中村 雅弘; 小澤 隆之; Bart, G.*; 木原 義之

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10



Final Report of the FUJI Project Concerning the Research and Development of Advanced Sphere-Pac Fuel among JNC, PSI and NRG

森平 正之; 中村 雅弘; 小澤 隆之; 木原 義之; Hellwig, C.*; Ingold, F.*; Bakker, K.*

JNC TY8400 2005-006, 320 Pages, 2005/08


サイクル機構では、1996年から2005年にかけて、スイスPSI (Paul Scherrer Institut)、オランダNRG (Nuclear Research and Consultancy Group)との間で、スフェアパック燃料に係る共同研究を実施した。本共同研究は、機構の先進リサイクル燃料の候補である振動充填燃料に対する関心から計画されたものであり、MOXスフェアパック燃料、バイパック燃料、ペレット燃料の3種類の燃料についてオランダのHFR (High Flux Reactor) における比較照射試験を実施した。照射した3種類、計16本の燃料セグメント(燃料ピン8本)はPSIにおいて製造したもので、これらは20%Pu-MOXの組成を持つものであるが、うち2本のスフェアパック燃料は5%Np-20%Pu-MOXの組成とした。スフェアパック燃料用の粒子燃料は内部ゲル化法を用いて製造したもので、同プロセスが5%Npの添加にも問題なく適用できることがわかった。これらの燃料は、2003年9月にHFRの所在するオランダのペッテンに輸送されたのち、サンプルホルダーとしての組立が行われた。HFRでは、3回の短期定常照射と1回の溶融限界線出力試験が実施され、各回2本の燃料ピン(4セグメント)が同時照射された。短期定常照射試験はスフェアパック燃料の照射初期における組織変化データを得ることを目的とし、溶融限界線出力試験はスフェアパック燃料のPTM線出力をペレットとの比較データとして得ることを目的として実施された。照射試験は、2004年の1月から3月と同年12月から2005年3月にかけて行われ、同年7月に照射後試験が終了した。本共同研究は、HFRにおける照射試験を主たる目的として実施したものであるが、スフェアパック燃料のモデリングや設計技術のPSIから機構への移転、ハルデン炉におけるIFA-550.11照射試験(スイスのGösgen PWRにおいて定常照射を行ったUO2スフェパック燃料の出力急昇試験)、PSIにおける各種燃料の製造試験など多くの関連する作業が行われた。本報告書は、これらのうち、照射試験の計画、燃料設計、燃料製造、照射、照射後試験およびデータ解析の結果についてまとめたものである。


Vipac Fuel Fabrication for Irradiation Test of the FUJI Project

重留 義明; 河野 秀作; Hellwig, C.*; Heimgartner, P.*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Energy and Fuel Cycle Systems (GLOBAL 2003) (CD-ROM), p.1342 - 1347, 2003/00



Comparison of the fuel performance for advanced FBR cycle systems, FUJI project, 11; Modeling results of a sphere-pac fuel design code, DIRAD-S

中村 雅弘; 森平 正之; 木原 義之; 関根 伸行*; Hellwig, C.*; Bakker, K.*

no journal, , 


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