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論文

Application of glow discharges for tritium removal from JT-60U vacuum vessel

中村 博文; 東島 智; 磯部 兼嗣; 神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 久保 博孝; 宮 直之; 西 正孝; 小西 哲之*; 田辺 哲朗*

Fusion Engineering and Design, 70(2), p.163 - 173, 2004/02

 被引用回数:19 パーセンタイル:75.21(Nuclear Science & Technology)

核融合炉における有効で簡便なトリチウム除去方法を確立するために、壁調整用放電洗浄法の1つであるグロー放電洗浄(GDC)のJT-60U真空容器からのトリチウム除去への適用を目的として、ヘリウムと水素を用いたGDCによるJT-60Uプラズマ対向面からの水素同位体放出挙動を調べた。その結果、水素同位体の放出挙動は、3種類の時間に対する単純指数減少関数の組合せで表せることを見いだした。解析の結果、水素GDCがヘリウムGDCよりも水素同位体除去に優れていることが判明し、これは、水素の放電に起因する化学スパッタと放電水素とタイル表面水素同位体との同位体交換反応の相乗効果等の化学的な反応によるものと推測される。本結果で得られた放出特性に基づけば、573Kにおける連続的な水素GDCによりJT-60Uの表面水素同位体濃度を1/2に低減させるのに数日程度を要することが示唆された。

報告書

JT-60U放電洗浄試験における排ガス組成の分析

堀川 豊彦*; 神永 敦嗣; 中村 博文; 東島 智; 新井 貴; 久保 博孝; 小西 哲之*; 西川 正史*

JAERI-Tech 2003-082, 66 Pages, 2003/12

JAERI-Tech-2003-082.pdf:3.44MB

放電洗浄中の真空容器内からの排ガスの組成を調べることは、水素同位体の除去特性の評価のための基本的な事項であるとともに、核融合炉の燃料サイクルシステム設計上有益なデータとなる。JT-60Uで実施した放電洗浄試験において、ガスクロマトグラフを用いて真空容器から排出される水素,炭化水素等の化学種の濃度及びそれらの時間挙動を分析した。排ガスからは水素,炭化水素等が検出され、真空容器第一壁温度が高いほど、また洗浄方法ではグロー放電洗浄(GDC)において、化学種が増加する傾向が見られた。排出能力は、GDCで最も高く、テイラー放電洗浄と電子サイクロトロン共鳴放電洗浄では低く、別途測定されたトリチウムの排出との相関が認められた。炭化水素の化学種としてメタン,エチレン,アセチレン及びエタンが検出された。生成量はH$$_{2}$$を用いたGDCで大きく、また第一壁温度に依存した。ITERの重要課題であるトリチウム炭素共堆積層の除去の観点から、反応に伴う炭素消費量を評価し、GDC1時間あたり単一層程度の除去であることがわかった。

論文

Analysis of exhausted gas in JT-60 deuterium operation

神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 東島 智; 新井 貴; 宮 直之; 田辺 哲朗*

Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.144 - 147, 2003/00

炭素タイルを使用した核融合炉では、真空容器の中に蓄積するトリチウムは重大な問題のうちの一つである。この問題解決には、大型トカマク装置の第一壁からのトリチウム除去特性を理解する必要がある。このため、大型トカマク装置であるJT-60において排出ガスを分析するために真空排気設備に測定装置を設置した。トリチウムの測定は、電離箱とバブラで測定した。排出ガス中のガス種の測定は、ガスクロマトグラフと残留ガス分析計を使用して行った。実験放電,He-TDCとHe-GDCの時に行った初期の測定結果では、実験で生成されたトリチウムの約8%が真空排気設備から排出されている。また、ガス種の測定では、グロー放電の作動ガスをH$$_{2}$$, HeとArガスに変えて行った時に分析を行った。この時、炭化水素の排出が大きかったのはH$$_{2}$$を使用したグロー放電であった。

論文

Tritium removal using wall conditioning discharges in JT-60U

東島 智; 中村 博文; 堀川 豊彦*; 神永 敦嗣; 関 正美; 久保 博孝; 小西 哲之; 田辺 哲朗*

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、炭素タイルや炭素再堆積層に含まれるトリチウムが運転を制限する可能性があり、トリチウムリテンションを下げる手法の確立が望まれている。また、除去されるトリチウムの化学形に対する知見は、トリチウム回収プラントを設計するうえで不可欠である。JT-60Uではこれまで、不純物低減・粒子リサイクリング低減の観点から壁調整法を開発して来たが、水素同位体除去の観点からも壁調整法の最適化が必要である。そこで、大型トカマク装置における真空容器内の水素同位体挙動を研究し、その有効な除去方法を探索することを目的として、壁調整放電を実施した。講演では、水素同位体除去を目的としたJT-60U壁調整放電の解析結果を報告する。

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