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久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 近藤 恵太郎; Verzilov, Y.*; 佐藤 聡; 山内 通則; 西 正孝; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/03
核融合炉におけるプラズマ対向壁表面の粒子挙動は、プラズマ制御や燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においてはトリチウムインベントリ評価のうえでも重要となる。本研究では、イオンビーム核反応分析法,イメージングプレート法,燃焼法及び放射化分析法を用いて、DT放電実験で使用したTFTRプラズマ対向壁に保持されている水素同位体,リチウム同位体及び不純物の定量分析結果について報告する。トリチウムと重水素では深さ分布が異なることがわかり、トリチウムの多くは表面に保持されていることがわかった。また、リチウムについてはリチウム-6が多く、これは、リチウムコンディショニングの際、リチウム-6濃縮ペレットも使用されているためであると考えられる。さらに、その他の不純物の分析を行ったが、有意な量は検出されなかった。これらの実機対向壁表面分析によって、プラズマ制御やインベントリー評価にとって重要な元素分布や保持量を明らかにすることができた。特に、トリチウムは対向材深部へ拡散せず、表面付近に保持されており、これはトリチウム除去の点でよい見通しを与えるものである。
Sharpe, J. P.*; Humrickhouse, P. W.*; Skinner, C. H.*; NSTXチーム; 田辺 哲朗*; 正木 圭; 宮 直之; JT-60チーム; 相良 明男*
Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.1000 - 1004, 2005/03
被引用回数：42 パーセンタイル：91.84(Materials Science, Multidisciplinary)各核融合装置で発生したダスト発生量及び粒径分布等の比較を行うことを目的として、今回、NSTX及びJT-60U真空容器内からダストを回収し、分析を行った。NSTXから回収したダストの主成分は炭素であり、回収量は約39mgであった。表面密度は、真空容器下部のタイル下で最大約200mg/m
、平均で約30mg/m、平均直径は3.27
mであることがわかった。平均表面密度から外挿されるNSTX真空容器内全体でのダスト量は、約0.5gであった。一方、JT-60Uから回収したダスト(主成分は炭素)量は、約170mgであり、表面密度はドーム下部で最大約800mg/m、平均で約40mg/m、平均直径は3.08mであることがわかった。平均密度から外挿されるJT-60U真空容器内全体でのダスト量は、約7.5gであり、ダストの固有表面積は、0.3
1.2m/gであった。これらのダスト分析の結果、NSTX及びJT-60Uから得られたダストは、ASDEXなど他の装置と類似している。継続してダスト回収/分析を行うことにより、各装置の運転履歴によるダスト発生状況を把握することが重要である。
田辺 哲朗*; Bekris, N.*; Coad, P.*; Skinner, C. H.*; Glugla, M.*; 宮 直之
Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.478 - 490, 2003/03
被引用回数：68 パーセンタイル：96.33(Materials Science, Multidisciplinary)近年JET、TFTR及びJT-60でのプラズマ対向材料中のトリチウム測定が種々の測定技法により系統的に調べられた。これらの結果は同じ装置に対する以前の結果とはおおむね一致しているが、水素リテンションの挙動については装置の種類による差があり、必ずしも同じ結果を示していない。そこで、これまで蓄積された炭素-水素化学特性の知識を基に異なる装置間でのトリチウムリテンション挙動を比較した。この目的には、トリチウムの平面分布が極簡単に図れ、また異なる装置間での直接比較することができるトリチウムイメージングプレート技術を適用した。この論文ではまず現在までに知り得ている炭素-水素化学特性を述べ、次ぎにトカマク装置における水素(トリチウム)挙動について詳細に述べるとに、TEXTOR,TFTR,JT-60U及びJETにおいてイメージングプレートにより測定したトリチウムリテンション研究の最近の結果について簡潔にまとめた。これらの結果から、炭素系第一壁を使用したDT反応炉におけるトリチウムリテンションについて、特にトリチウムインベントリの低減化の観点から述べ、最後に対向表面を800K以上の高温状態とした運転について提案する。
洲 亘; Gentile, C. A.*; Skinner, C. H.*; Langish, S.*; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.599 - 604, 2002/11
被引用回数：13 パーセンタイル：62.64(Nuclear Science & Technology)プラズマ対向材料表面に形成されるカーボン共堆積層からのトリチウム除去はITER真空容器内のトリチウム滞留量制御上重要である。現在ITERでは、温度240
,酸素分圧7Torrにおける酸素ベーキングが提案されている。本研究では、プリンストンプラズマ物理研究所のTFTRでトリチウムプラズマに曝されたCFCタイルを用い、ITERの設計条件で10時間の酸素ベーキングを実施することにより共堆積層からのトリチウム除去のデータを取得した。本ベーキング処理により表面トリチウム濃度は処理する前の1/3に減少し、またサンプル内のトリチウム量も1/3に減少することを確認した。さらに、酸素を用いないベーキングとの比較により酸素がトリチウム除去に大変有効に働くことを確認した。
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。
