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論文

Tritium removal by isotopic exchange

田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; 柴原 孝宏*; 広畑 優子*; 吉田 雅史; 正木 圭; 佐藤 正泰

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.705 - 708, 2009/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.86(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uのダイバータ領域,第一壁への軽水素(H),重水素(D),三重水素(T)のすべての蓄積状態をレビュー,壁の温度,再堆積層の有無等を勘案して、将来のDT炉において、DD放電による同位体置換がどの程度有効かを評価した。放電に使われた軽水素,重水素、及びDD反応で発生した三重水素それぞれが蓄積量,蓄積深さ分布が異なっており、その理由を検討した。これにより高エネルギーで入射する三重水素,NBI加熱パワーの低い軽水素,壁温度等の役割を定性的にではあるが、ほぼ明らかにすることができた。また、軽水素,重水素の蓄積量及び深さ分布及びそれらの壁温度による違いから、DD放電後のHH放電において重水素が軽水素によって置換されたことを明らかにし、その置換は壁温度によってかなり異なるものの、プラズマ対向面の表面では非常に有効であると結論した。

論文

Hydrogen retention and carbon deposition in plasma facing components and the shadowed area of JT-60U

正木 圭; 田辺 哲朗*; 広畑 優子*; 大矢 恭久*; 柴原 孝宏*; 林 孝夫; 杉山 一慶*; 新井 貴; 奥野 健二*; 宮 直之

Nuclear Fusion, 47(11), p.1577 - 1582, 2007/11

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.29(Physics, Fluids & Plasmas)

本研究では、炉内の水素同位体残留量の定量評価及び残留過程を明らかにすることを目的として、従来のダイバータ領域に加え、第一壁及びプラズマから影の部分における炭素の損耗/再堆積分布及び水素同位体蓄積分布を評価した。真空容器内全体でプラズマ対向壁を観察した結果、おもに外側ダイバータ及び上部第一壁が損耗領域であり、内側ダイバータ及び内側第一壁が堆積領域であった。トロイダル方向の対称性を仮定したダイバータ領域全体の損耗/再堆積量は損耗量0.34kg、再堆積量(ダスト含む)0.55kgであり、この差0.21kgが第一壁領域の損耗が寄与していると考えられる。また、最も厚い再堆積層(内側ダイバータ)に蓄積された水素同位体蓄積濃度を評価した結果、(H+D)/C$$sim$$0.02であった。真空容器ベーキング温度を150$$^{circ}$$Cに下げた運転後、プラズマから影の部分であるダイバータ下部を調べた結果、約2$$mu$$mの堆積層があり(H+D)/Cが約0.8と高いことがわかった。しかし、この領域における炭素堆積率は、8$$times$$10$$^{19}$$ atoms/sとタイル表面の炭素堆積率(6$$times$$10$$^{20}$$ atoms/s)と比較すると約一桁小さい値であった。

論文

Hydrogen retention and carbon deposition in plasma facing wall and shadowed area of JT-60U

正木 圭; 田辺 哲朗*; 広畑 優子*; 大矢 恭久*; 柴原 孝宏*; 林 孝夫; 杉山 一慶*; 新井 貴; 奥野 健二*; 宮 直之

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

本研究では、炉内の水素同位体残留量の定量評価及び残留過程を明らかにすることを目的として、従来のダイバータ領域に加え、第一壁及びプラズマから影の部分における炭素の損耗/再堆積分布及び水素同位体蓄積分布を評価した。真空容器内全体でプラズマ対向壁を観察した結果、おもに外側ダイバータ及び上部第一壁が損耗領域であり、内側ダイバータ及び内側第一壁が堆積領域であった。トロイダル方向の対称性を仮定したダイバータ領域全体の損耗/再堆積量は損耗量0.34kg、再堆積量(ダスト含む)0.55kgであり、この差0.21kgが第一壁領域の損耗が寄与していると考えられる。また、最も厚い再堆積層(内側ダイバータ)に蓄積された水素同位体蓄積濃度を評価した結果、(H+D)/C$$sim$$0.02であった。真空容器ベーキング温度を150$$^{circ}$$Cに下げた運転後、プラズマから影の部分であるダイバータ下部を調べた結果、約2$$mu$$mの堆積層があり(H+D)/Cが約0.8と高いことがわかった。しかし、この領域における炭素堆積率は、8$$times$$10$$^{19}$$atoms/sとタイル表面の炭素堆積率(6$$times$$10$$^{20}$$atoms/s)と比較すると約一桁小さい値であった。

論文

Hydrogen isotope retention of JT-60U W-shaped divertor tiles exposed to DD discharges

柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 広畑 優子*; 大矢 恭久*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 大西 祥広*; 新井 貴; 正木 圭; 奥野 健二*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 357(1-3), p.115 - 125, 2006/10

 被引用回数:20 パーセンタイル:15.12(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60UのW型ダイバータで、重水素放電に曝された炭素材タイルからポロイダル方向に試料をサンプリングし、昇温脱離(TDS)実験を行うことでタイル中の水素同位体の蓄積量をTDS及びSIMSで評価した。外側ダイバータタイルは、厚い再堆積層に覆われており、その再堆積層中の水素濃度は場所によらずほぼ一定で(D+H)/Cの原子比で約0.03であった。このように水素濃度が低いのはタイル表面の再堆積層がプラズマ入熱によりかなり温度があがっていたためである。DD放電終了後トリチウム除去のために行われたHH放電により、さらに再堆積層の厚さが増加するとともに、先に蓄積されていたDの一部はHに置き換えられていることがわかった。放電中の温度の上昇,ダイバータの幾何学的構造が水素の蓄積に大きな影響を持つことを明らかにした。

論文

Hydrogen retention of JT-60 open divertor tiles exposed to HH discharges

柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 大西 祥広*; 新井 貴; 正木 圭; 奥野 健二*; et al.

Nuclear Fusion, 46(10), p.841 - 847, 2006/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:48.6(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60でダイバータタイルとして使用され、軽水素放電に曝された黒鉛タイルからポロイダル方向に試料をサンプリングし、昇温脱離(TDS)実験を行うことでタイル中の水素蓄積量を評価した。なお、タイルのプラズマ対向面のほとんどは再堆積層で覆われていた。得られたTDSスペクトルの構造は、再堆積層の非常に薄い試料を除けば試料による差は少なく、タイル中に蓄積されていた水素の大部分は水素分子の形態で、970K付近に脱離のピークが存在した。全脱離水素量は再堆積層の厚さにほぼ比例していた。この結果は、ほとんどの水素原子が再堆積層中に均一に蓄積されていたことを示している。求めた水素濃度はH/C=0.03となり、飽和水素濃度(H/C=0.4-1.0)に比べて非常に低かった。水素濃度が低くなった原因として、水素蓄積時に再堆積層の温度が関係していたと考えられ、壁温度を高くすることで水素蓄積量を大幅に減少できる。

論文

Hydrogen isotope distributions and retentions in the inner divertor tile of JT-60U

大矢 恭久*; 廣畑 優子*; 田辺 哲朗*; 柴原 孝宏*; 木村 宏美*; 小柳津 誠*; 新井 貴; 正木 圭; 後藤 純孝*; 奥野 健二*; et al.

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.945 - 949, 2005/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの内側ダイバータ中の水素と重水素の分布及び滞留量を二次イオン質量分析法(SIMS)及び昇温脱離法(TDS)、また再堆積層の有無及び厚みを走査電子顕微鏡(SEM)を用いて評価した。その結果、ほとんどの水素及び重水素は再堆積層(HH再堆積層またはDD再堆積層)に滞留していた。重水素放電時に高い熱出力があったため、DD再堆積層中の重水素はHH再堆積層中の水素よりもかなり少なかった。再堆積層が存在しない排気ポート近くでは表面近傍に重水素がおもに存在し、これが主要な水素のプロファイルとなっていた。これらの結果から推定されるトリチウムの滞留挙動は放電履歴及び温度に強く影響されることが明らかとなった。グラファイトタイルや再堆積層中のトリチウム滞留量は、核融合炉運転中の温度を上げることによって大幅に低減することが可能であると言える。

論文

Retention of hydrogen isotopes in divertor tiles used in JT-60U

廣畑 優子*; 柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 大矢 恭久*; 新井 貴; 後藤 純孝*; 正木 圭; 柳生 純一; 小柳津 誠*; 奥野 健二*; et al.

Fusion Science and Technology, 48(1), p.557 - 560, 2005/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.09(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uで重水素と水素放電に曝されたダイバータタイル中の水素同位体保持特性を昇温脱離法と二次イオン質量分析法で測定した。JT-60Uのタイルから放出する主な気体はH2, HD, D2とCH4であった。内側ダイバータタイルの水素同位体保持量は、再堆積層の厚さに比例して増加した。この直線の勾配より求めた再堆積層中の水素濃度は約0.02で、JT-60で水素放電に曝されたタイルの値に類似し、他のプラズマ実機装置に比べて極めて低かった。この理由として、JT-60Uの運転温度が300$$^{circ}$$Cであったこと、再堆積層がポーラスで基板との熱接触が劣化し、放電中にタイル表面の温度が上昇したものと考えられる。損耗を受けていた外側ダイバータタイルは、内側ダイバータタイルに比べてH保持量が少なく、バッフル板でも同様な傾向が見られた。ドームトップタイルは外側バッフル板とほぼ同程度の保持量であった。タイル中に保持されたDとHの比(D/H)はほぼ0.4であり、放電回数が少なかったHの方がむしろ多く保持されており、表面近傍に保持されていたDが水素放電中に交換されていたことを示唆している。同じことは水素同位体の深さ分析の結果でも示されている。再堆積層直下にも重水素が保持されていた。

論文

Retention characteristics of hydrogen isotopes in JT-60U

正木 圭; 杉山 一慶*; 林 孝夫; 落合 謙太郎; 後藤 純孝*; 柴原 孝宏*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*; 宮 直之; 田辺 哲朗*

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.553 - 559, 2005/03

 被引用回数:26 パーセンタイル:11.64(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにおいて、DD反応で生成されたトリチウム及び重水素のプラズマ対向壁への蓄積分布を評価し、真空容器内での水素同位体挙動を調べた。(1)プラズマ対向壁に蓄積されたトリチウムのIP及び燃焼法による測定と、損耗及び再堆積測定から以下の結果を得た。ドーム頂部でトリチウム濃度が最も高く、厚い堆積層が存在する内側ダイバータ部では低かった。(2)この結果とOFMC解析結果から、JT-60Uで得られたトリチウム分布は、DD反応で生成された高エネルギー(1MeV)トリチウムがリップルロスによりプラズマから損失し、エネルギーをあまり失うことなく壁に深く入射されたものであることが明らかとなった。(3)NRAによる重水素蓄積量測定結果では、プラズマ対向壁における重水素分布は、トリチウム分布と異なり、最も高い重水素蓄積量を示したドーム外側ウイングでもD/C$$sim$$0.05と低い値を示した。厚い堆積層の存在する内側ダイバータではさらに低く、D/C$$sim$$0.01以下であった。いずれの結果も、共堆積により多くのトリチウムが残留するJETのトリチウム分布とは大きく異なり、JT-60Uプラズマ対向壁における水素同位体の挙動は、それぞれの粒子のプラズマ対向壁への入射分布及び壁(炉内構造物)温度の影響を受けていることを示すものである。

論文

Hydrogen retention in divertor tiles used in JT-60 for hydrogen discharge period

廣畑 優子*; 柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 新井 貴; 後藤 純孝*; 大矢 恭久*; 吉田 肇*; 森本 泰臣*; 柳生 純一; 正木 圭; et al.

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.609 - 613, 2005/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:30.9(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60の水素放電期間に使用された下部ダイバータタイル中の水素保持特性を昇温脱離法(TDS),二次イオン質量分析法(SIMS)と弾性反跳検出法(ERDA)で測定した。その結果は以下のようである。(1)JT-60のダイバータタイル上には最大で70ミクロンの再堆積層が堆積していた。(2)単面積あたりの水素保持量は再堆積層の厚さに比例して増加した。(3)再堆積層中の水素濃度が膜中で均一であり、再堆積層の密度がバルクの等方性黒鉛と同じであると仮定して、この比例定数から再堆積層中の水素濃度を求めた。(4)再堆積層中の水素濃度は約0.015であり、この値は他のプラズマ実機装置の再堆積層中の水素濃度に比べて低かった。(5)再堆積層を除去した試料中の水素濃度は直線の外挿点よりも低いことから、再堆積層直下にも水素が保持されていることを示唆している。(6)このような低い水素濃度になった理由としてJT-60は運転温度が300$$^{circ}$$Cであったことと、再堆積層がポーラスで基板との熱接触が劣化し、放電中にタイル表面の温度が上昇したものと考えられる。(7)タイル温度を300$$^{circ}$$C以上に保つことができれば、トリチウムインベントリーを少なくできる。

口頭

JT-60U黒鉛タイルの水素同位体蓄積挙動

柴原 孝宏*; 廣畑 優子*; 大矢 恭久*; 小柳津 誠*; 大西 祥広*; 吉河 朗*; 奥野 健二*; 杉山 一慶*; 田辺 哲朗*; 新井 貴; et al.

no journal, , 

JT-60Uのダイバータタイル及び第一壁の水素同位体(軽水素,重水素)蓄積量とその深さ分布を、昇温脱離法(TDS),二次イオン質量分析法(SIMS),X線光電子分光法(XPS)で分析し、タイル表面の損耗・再堆積を走査型電子顕微鏡(SEM)で観察した。第一壁は損耗・再堆積にかかわらず水素同位体蓄積量はほぼ一定であり、タイル表面付近に打ち込まれた水素の寄与が大きいことが示唆された。ダイバータ部分の再堆積領域において、プラズマに曝され放電時にタイル表面温度が上昇した領域は、水素同位体は再堆積層中に(H+D)/C=0.02と非常に低い濃度で均一に蓄積されていた。これに対し、プラズマの影になり放電時の温度上昇が小さかった領域では、水素同位体は再堆積層中に(H+D)/C=0.13と高い濃度で蓄積されていた。一方、損耗領域での水素同位体蓄積量は非常に少なかった。また、タイル温度が高かった領域では軽水素放電による重水素の置換が大きく進行したことが明らかとなった。以上から、水素同位体蓄積量は放電時のタイル表面温度に大きく依存し、タイル温度を上昇させることで水素同位体蓄積量が低減できることが示唆された。

口頭

JT-60Uのダイバータタイル中に保持された水素同位体の分布

広畑 優子*; 田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; 柴原 孝宏*; 大矢 恭久*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 奥野 健二*; 正木 圭; 新井 貴; et al.

no journal, , 

JT-60Uの両側排気方式ダイバータ領域における炭素堆積・損耗及び水素同位体の保持特性について分析した。分析には、走査型顕微鏡,昇温脱離法,二次イオン質量分析計,イメージングプレート法及び燃焼法等を利用した。その結果を以下にまとめる。(1)JT-60Uのダイバータ領域ではおもに内側ダイバータ及び外側ドームウィングタイルで炭素堆積が見られ、外側ダイバータタイルでは損耗していた。(2)ダイバータタイルのプラズマ対向面のD+Hの保持量は堆積層の厚さに比例して増加した。その水素濃度(H+D)/Cは約0.02であった。これは、片側排気の内側ダイバータタイルやJT-60とほぼ同程度であり、JETや他の低温で運転されている装置(0.4$$sim$$0.1)よりも小さかった。(3)外側ドームウィングタイルの排気口に面しているタイル上には厚い再堆積層が存在していた。しかし、その濃度は大きく見積もっても0.13であった。(4)H+D保持量のポロイダル側面の分布は外側ドームウィングの排気口に面している以外は少なかった。(5)H+D保持量のトロイダル側面の分布は、面によって約2倍の違いがあったが、堆積膜の膜厚によって強く影響を受けていた。

口頭

パルスレーザーアブレーション法によるJT-60オープンダイバータタイルからの水素除去特性

宮 直之; 渡辺 大輔*; 坂和 洋一*; 柴原 孝宏*; 杉山 一慶*; 庄司 多津男*; 山崎 耕造*; 正木 圭; 田辺 哲朗*

no journal, , 

磁場核融合炉におけるプラズマ対向材の候補の1つであるグラファイトは、トリチウムを蓄積するという問題点を持つ。トリチウムを除去する手法の1つとしてパルスレーザーによるアブレーションを検討している。本研究は、水素放電に曝されて水素を蓄積したJT-60グラファイト製オープンダイバータタイルに対してパルスレーザーアブレーションを行い、水素除去特性を明らかにすることを目的としている。実験では、Nd:YAGレーザー(パルス幅20ps)の基本波(波長1064nm)と4倍高調波(波長266nm)を用いて、レーザー強度を変えながら、脱離ガスと放出イオンの質量スペクトル,脱離水素密度,可視光発光スペクトル、等の時間変化と、レーザー照射終了後のアブレーション深さとアブレーション面積を計測し、水素除去特性における波長・レーザー強度依存性を求めた。

口頭

JT-60U内における炭素の損耗/再堆積と水素同位体の蓄積

広畑 優子*; 田辺 哲朗*; 大矢 恭久*; 柴原 孝宏*; 杉山 一慶*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 吉田 雅史*; 新井 貴; 正木 圭; et al.

no journal, , 

両側排気方式のJT-60UW型ダイバータ領域に設置された炭素タイルの損耗と堆積のポロイダル方向の分布を調べた。外側ダイバータ及び内側ドームウィングタイルが損耗し、内側ダイバータ,外側ドームウィングタイル及び外側排気口に面している外側ウィングタイルの側面上に厚い炭素堆積膜が認められた。タイル中に保持されたHとDの蓄積量と再堆積層の厚さには2つの直線で表される比例関係があった。この比例関係を利用して再堆積層中のHとDの平均水素濃度を求めた。内側ダイバータタイル上の再堆積層中の水素濃度は((H+D)/C)は0.02であり、外側排気口に面しプラズマから影になっている部分では0.13となっている。これらの値はいずれもJETなど低温で運転されている装置の濃度(0.4$$sim$$1.0)に比べると水素濃度が低いことがわかる。これらの値から、6700ショット(放電時間=1.9$$times$$10$$^{7}$$ms)の放電に曝されたダイバータ領域(バッフル,ドームユニット,ダイバータタイル)のH+Dの全蓄積量及び蓄積速度を見積もると、H+Dの全蓄積量は4$$times$$10$$^{24}$$atoms、蓄積速度は2$$times$$10$$^{20}$$atoms/sとなった。

口頭

JT-60Uプラズマ実験装置内における炭素の損耗/再堆積と水素同位体の蓄積

広畑 優子*; 田辺 哲朗*; 大矢 恭久*; 柴原 孝宏*; 杉山 一慶*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 吉田 雅史*; 新井 貴; 正木 圭; et al.

no journal, , 

両側排気方式のJT-60UW型ダイバータ領域に設置された炭素タイルの損耗と堆積のポロイダル方向の分布を調べた。外側ダイバータ及び内側ドームウィングタイルが損耗し、内側ダイバータ,外側ドームウィングタイル及び外側排気口に面している外側ウィングタイルの側面上に厚い炭素堆積膜が認められた。タイル中に保持されたHとDの蓄積量と再堆積層の厚さには2つの直線で表される比例関係があった。この比例関係を利用して再堆積層中のHとDの平均水素濃度を求めた。内側ダイバータタイル上に堆積した炭素膜中の水素濃度は((H+D)/C)は0.02であり、外側排気口に面しプラズマから影になっている部分では0.13となっている。これらの値はいずれもJETなど低温で運転されている装置の濃度(0.4$$sim$$1.0)に比べると水素濃度が低いことがわかる。他の装置に比べ、JT-60Uでは炭素堆積膜も薄く、水素同位体蓄積量が少ない理由として、(1)ダイバータプラズマの特性,(2)ダイバータ構造,(3)タイルのアライメン,(4)タイル温度,(5)運転温度の違い、などが挙げられる。

口頭

高選択・制御性沈殿剤による高度化沈殿法再処理システムの開発,6; ウラン-ピロリドン化合物の熱分解挙動及び燃料化手法の検討

柴原 孝宏*; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 西村 建二*; 森田 泰治; 池田 泰久*

no journal, , 

選択的沈殿能を持つピロリドン化合物を用いた簡易再処理システム開発の一環として、ピロリドン化合物とウラニルイオンの反応によって生成した沈殿の熱分解挙動を、熱天秤及びガスクロマトグラフ型質量分析装置によって調査した。また、その結果に基づき、ウラン-ピロリドン化合物沈殿の燃料化手法について検討を行った。ピロリドン化合物としては、N-シクロヘキシル-2-ピロリドン(NCP),N-n-ブチル-2-ピロリドン(NBP)及びN-n-プロピル-2-ピロリドン(NProP)を試験したが、いずれのU-ピロリドン化合物沈殿においても、まず200$$^{circ}$$C付近でウラン化合物とピロリドン化合物に熱分解した後、さらに高温で酸化・分解・気化することが示唆された。また、ピロリドン化合物の酸化・分解・気化反応が起こる450$$^{circ}$$C以上に加熱することが、熱処理後に得られるウラン酸化物の不純物濃度低減に有効である一方で、沈殿を200$$^{circ}$$C付近に保持すれば、ピロリドン化合物の捕集・再利用が可能であることが示唆された。

口頭

高選択・制御性沈殿剤による高度化沈殿法再処理システムの開発,13; ウラン(VI)-ピロリドン化合物の熱分解挙動及び燃料化手法の検討

柴原 孝宏*; 長田 正信*; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 森田 泰治; 池田 泰久*

no journal, , 

ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発の一環として、沈殿剤の候補となる各種ピロリドン化合物とウラニルイオンとの反応によって生成した沈殿について、熱天秤及びガスクロマトグラフ型質量分析装置を用いて熱分解挙動を調査した。また、その結果に基づき、U(VI)-ピロリドン化合物沈殿からの沈殿剤の気化分離・再利用手法及び同沈殿の燃料化手法について検討を行った。試験の結果、U(VI)-ピロリドン化合物沈殿を150-170$$^{circ}$$Cで定温熱処理することで、製品ウラン酸化物の純度向上及びピロリドン化合物の回収が可能であることを明らかにした。定温熱処理を工程に導入する際には、熱処理による変性が少なく、熱処理時に安定した蒸発挙動を示すピロリドン化合物の使用が重要である。

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