Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
洲 亘; 川久保 幸雄*; Luo, G.; 西 正孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(12), p.1019 - 1026, 2003/12
被引用回数：4 パーセンタイル：31.59(Nuclear Science & Technology)核融合炉プラズマ対向機器からのトリチウム回収は安全性確保及び稼働率向上の観点から重要な課題である。本研究では、プラズマ対向壁上に形成されて大量のトリチウムが含まれることが知られているカーボン共堆積層の除去へのエキシマレーザーの適用性について、エキシマレーザー(KrF及びArFレーザー)照射によるトカマク型大型核融合試験装置(JT-60及びTFTR)の共堆積層の除去率のレーザーフルエンス依存性を調べ、またレーザー照射中の放出ガスを調べるとともに共堆積層の除去機構を考察した。この中で、KrFレーザーの11J/cm
のレーザーフルエンスでの照射の場合には、JT-60共堆積層の除去率は5.0
m/pulseに達すること、放出される水素同位体の化学形が主に水素分子の形であって、容易に回収できることを見出した。また、0.8J/cmでのKrFレーザー照射の場合は表面に局部溶融によるコーンが生成され、約2.3J/cmのアブレーション閾値を超えると激しい溶融が起こることをSEMによって確認した。
洲 亘; 川久保 幸雄*; 西 正孝
Applied Physics A, 76(3), p.421 - 425, 2003/03
被引用回数：16 パーセンタイル：53.93(Materials Science, Multidisciplinary)炭素系プラズマ対向タイルを用いた核融合装置では、水素同位体を含むカーボン共堆積層がタイル上に形成されることが知られている。トリチウムと重水素を燃料とする核融合炉では炉内トリチウムインベントリーの低減が安全上重要であるが、共堆積層中に多量のトリチウムが捕捉されうることが指摘されている。共堆積層からのトリチウム回収技術開発の一環として波長193nmのArFレーザー照射研究開発を行い、0.1J/cmのエネルギー密度のレーザーで共堆積層を照射した場合には、トリチウムの放出速度は照射の初期でピークに達し、表面のトリチウムが速やかに除去されることを実証した。また、トリチウムは元素状分子で放出されることを見出したが、これはその後のトリチウム処理が容易にできることを示唆するものである。次に高いエネルギー密度のレーザービームで共堆積層を照射し、アブレーションによる共堆積層自体の除去実験を行った。共堆積層の除去率はアブレーションの閾値(1.0J/cm)より低いエネルギー密度では非常に小さいが、閾値を超えるとエネルギー密度と共に増大し、7.6J/cmでは1.1m/pulse に達した。さらに、照射中の表面温度を測定し、0.5J/cm のエネルギー密度の場合、照射の初期には3570Kに達するが、照射の進行とともに低下し、1000パルス目には2550K程度にまで下がることを見出した。
洲 亘; 川久保 幸雄*; 正木 圭; 西 正孝
Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.584 - 587, 2003/03
被引用回数：22 パーセンタイル：79.65(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60の水素プラズマ実験で生成した共堆積層を用いてレーザーアブレーションによる共堆積層除去の効果を調査した。7.6J/cmのレーザーフルエンスの場合、共堆積層の除去レートは1.1m/パルスに達する結果を得た。共堆積層の除去レートとレーザーフルエンスの関係から、共堆積層のレーザーアブレーション閾値及び波長193nmの紫外線レーザー吸収係数として、それぞれ1.0J/cmと1.9m
という値を得た。また、照射中に共堆積層から放出した水素(トリチウム)はほとんど元素状ガスの形であることを測定し、2次汚染の可能性の高いトリチウム水がほとんど生成されないことを確認した。さらに、レーザー照射中の材料表面の温度上昇を、プランクの放射法則に基づいて高速赤外素子InGaAsにより測定した。
洲 亘; 川久保 幸雄*; 大平 茂; 大矢 恭久; 林 巧; 中村 博文; 岩井 保則; 西 正孝; Gentile, C. A.*; Skinner, C. H.*; et al.
Fusion Science and Technology, 41(3), p.690 - 694, 2002/05
核融合炉内で高濃度トリチウム汚染した機器の効率的な表面トリチウム除去方法を開発することを目的として、紫外線レーザー照射法の有効性を検証する実験を行った。試料として、TFTR D-Tプラズマ燃焼実験で実際にトリチウム汚染したプラズマ対向機器を用いた。紫外線レーザー(ArF,193nm,200mJ,25ns/pulse,1~20Hz)による照射試験を実施し、照射前後の表面トリチウム濃度及び照射中のトリチウム除去速度を測定した。照射開始約30秒後にトリチウム除去速度は最大となった。また、照射後の表面と濃度は照射前のそれと比較して顕著に減少した。今回の試験により紫外線レーザー照射が表面トリチウムの迅速な除去に有効であるとの結論を得た。
