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論文

Shallow defects observed in as-grown and electron-irradiated or He$$^{+}$$-implnated Al-doped 4H-SiC epilayers

Beljakowa, S.*; Reshanov, S. A.*; Zippelius, B.*; Krieger, M.*; Pensl, G.*; 旦野 克典*; 木本 恒暢*; 小野田 忍; 大島 武; Yan, F.*; et al.

Materials Science Forum, 645-648, p.427 - 430, 2010/00

アルミニウム添加によりp型とした炭化ケイ素(SiC)半導体中に存在する結晶欠陥をアドミッタンススペクトロスコピー(AS)により調べた。また、電子線又はヘリウムイオン注入を行い、欠陥を導入した試料についてもAS測定を行った。その結果、未照射試料において170meVの活性化エネルギーを持つ浅い欠陥準位(欠陥)が存在することが見いだされた。この欠陥によるキャリアの捕獲断面積を調べたところ3.5$$times$$10$$^{-16}$$/cm$$^{2}$$と非常に小さいことが判明した。また、電子線及びヘリウムイオン照射を行ってもこの欠陥濃度に大きな変化はなく、さらに、1800$$^{circ}$$C熱処理後も濃度に変化はなかった。このことより、この欠陥は非常に安定な真性欠陥であると結論できる。

論文

Deuterium depth profiling in graphite tiles not exposed to hydrogen discharges before air ventilation of JT-60U

林 孝夫; 杉山 一慶*; Mayer, M.*; Krieger, K.*; 正木 圭; 田辺 哲朗*; 佐藤 正泰

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.667 - 670, 2009/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Materials Science, Multidisciplinary)

大気解放前に軽水素プラズマ放電に晒されていないJT-60U炭素タイルの重水素深さ分布をD($$^{3}$$He,p)$$^{4}$$He核反応分析法を用いて評価した。分析試料はW型ダイバータ及び第一壁領域の計8か所から採取した。核反応分析法における入射ビームのエネルギーは0.69$$sim$$3.5MeVであった。最も重水素濃度が高かったのは第一壁のアウトボード側赤道面近傍であり、深さ16$$mu$$mまでの重水素の面密度は1.9$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$であり、最大重水素密度はD/C=0.13であった。またダイバータ領域で重水素量が最も多かったのは、ドームトップタイルであり、深さ16$$mu$$mまでの重水素の面密度は1.2$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$であり、最大重水素密度はD/C=0.09であった。今回測定した軽水素プラズマ放電に晒されていない試料は、軽水素放電ありの試料と比べて重水素量が約2$$sim$$9倍多く、軽水素放電がプラズマ対向壁中の重水素(及びトリチウム)の除去に有効であることがわかった。

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:10 パーセンタイル:34.69(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。

論文

Ion beam analysis of H and D retention in the near surface layers of JT-60U plasma facing wall tiles

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

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.949 - 954, 2007/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:41.7(Materials Science, Multidisciplinary)

プラズマ対向壁中へのトリチウムを含む水素同位体の蓄積は、ITER等次世代炉の第一壁設計において重要な課題となる。JT-60Uでは動作ガスとして軽水素(H),重水素(D)を用いていることから、本研究ではJT-60Uプラズマ対向壁タイル中に蓄積されたH, Dの水素同位体蓄積に関する知見を得ることを目的として分析研究を実施した。分析はJT-60Uの第一壁サンプルタイルをドイツのマックスプランク研究所に運んで実施した。高エネルギー$$^{4}$$Heビームを用いた反跳粒子検出法により、タイル試料の表面層($$sim$$2$$mu$$m)のH, Dの深さ分布及び定量分析を行った。プラズマ対向表面の深さ分布を見ると、表面近傍($$sim$$1$$mu$$m)は主としてHが蓄積されており、Dがそれより少し深い部分より蓄積量が増加することが観測された。これはJT-60Uにおいて表面のトリチウム除去のために真空容器解放前(すなわち試料の取り出し直前)に実施されるH放電により、ごく表面にて、DとHとの同位体置換を生じた結果を示している。

論文

Progress in the ITER physics basis, 4; Power and particle control

Loarte, A.*; Lipschultz, B.*; Kukushkin, A. S.*; Matthews, G. F.*; Stangeby, P. C.*; 朝倉 伸幸; Counsell, G. F.*; Federici, G.*; Kallenbach, A.*; Krieger, K.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S203 - S263, 2007/06

 被引用回数:557 パーセンタイル:5.56(Physics, Fluids & Plasmas)

1999年にNuclear Fusion誌に出版されたITER物理基盤以来、ITERの設計及び運転に必要な周辺プラズマ及びプラズマ相互作用における現在のトカマク装置の研究成果がまとめられた。大きく進展した実験分野として、境界層及びダイバータにおける熱・粒子輸送,第一壁と周辺プラズマとの相互作用,ELM熱流の輸送と壁相互作用,非接触プラズマと中性粒子の輸送,高Z及び低Z材料の損耗と輸送及び堆積,トリチウムの対向材への吸着とその除去方法等が挙げられる。これらの進展と同時に、周辺プラズマ及びプラズマ材料相互作用のモデリングも大きく進展した。現状のデータをもとにITERにおいて期待されるダイバータ性能や対向材料の寿命などについて議論した。

論文

Plasma-surface interaction, scrape-off layer and divertor physics; Implications for ITER

Lipschultz, B.*; 朝倉 伸幸; Bonnin, X.*; Coster, D. P.*; Counsell, G.*; Doerner, R.*; Dux, R.*; Federici, G.*; Fenstermacher, M. E.*; Fundamenski, W.*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

国際トカマク物理活動(ITPA)スクレイプオフ層(SOL)及びダイバータ物理トピカルグループが、各国のトカマク実験データを検討した成果を発表する。(1)ELMによりSOLへ排出されたプラズマが極性ドリフトにより第一壁方向へ輸送されるモデルを、リミターでの熱負荷計測結果に基づき提案した。この場合、ITERにおいてELMによるリミターが受ける熱負荷は損失エネルギーの10-20%と考えられる。(2)ディスラプション時のダイバータへの熱負荷について最近のデータをまとめた。高密度ディスラプションでは、熱崩壊時以前に最大80%のエネルギーが放射損失により失われること,熱崩壊時は熱流束の幅が広がることなどが実験データベースから明らかとなった。ITERにおけるダイバータへの熱負荷は以前の予測よりも減少した。ただし、内部輸送障壁の崩壊や垂直変異イベントでは大きな熱負荷と考えられる。また、不純物のガスジェット及びペレット入射による熱負荷の緩和結果についても述べる。ほかに(3)ITERにおけるトリチウムの蓄積量の予測,(4)タングステンタイル、及び炭素タイルにおける複合プラズマ材料相互作用に関してもまとめる。

論文

Defect-engineering in SiC by ion implantation and electron irradiation

Pensl, G.*; Ciobanu, F.*; Frank, T.*; Kirmse, D.*; Krieger, M.*; Reshanov, S.*; Schmid, F.*; Weidner, M.*; 大島 武; 伊藤 久義; et al.

Microelectronic Engineering, 83(1), p.146 - 149, 2006/01

 被引用回数:13 パーセンタイル:39.64(Engineering, Electrical & Electronic)

SiC中の欠陥を制御することで素子特性の改善に役立てることを目的に、炭化ケイ素(SiC)中及びSiC/酸化膜界面の欠陥の電気的性質を調べた。SiCへの欠陥導入には200keV及び2MeV電子線照射,窒素及び炭素イオン注入を行った。深部欠陥準位測定(DLTS)及び低温でのフォトルミネッセンス(LTPL)により欠陥を調べた結果、炭素原子のみをはじき出す200keV電子線照射では、全原子をはじき出す2MeV電子線照射とは異なる欠陥準位が観測された。また、SiC/酸化膜界面への窒素イオン注入により界面欠陥(界面準位)が観測限界以下の10$$^{10}$$/cm$$^{2}$$eV$$^{-1}$$まで減少することを見いだした。

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