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論文

Tritium profiles on the surface of graphite tiles used in JT-60U

杉山 一慶*; 宮坂 和孝*; 田辺 哲朗*; 正木 圭; 後藤 純孝*; 飛田 健次; 児玉 幸三; 宮 直之

Physica Scripta, T103, p.56 - 58, 2003/00

 被引用回数:14 パーセンタイル:62.77(Physics, Multidisciplinary)

JT-60Uのダイバータタイルに蓄積されているトリチウムの表面分布測定にイメージングプレートを適用した。その結果は以下のようにまとめられる。JT-60Uのダイバータ領域の黒鉛タイルのトリチウム蓄積量は、表面ドームの頂及び、ダイバータバッフル板で大きく、ダイバータ領域で小さくなっていた。ダイバータ黒鉛タイルに蓄積されているトリチウムの分布は、基本的には、トリチウムがいったんプラズマから均一に打ち込まれ、その後の黒鉛の温度により放出量が異なることを反映している。特に表面温度が1000$$^{circ}$$C以上になったと思われるダイバータの足の部分では、トリチウムはほとんど検出されなかった。ダイバータドーム頂のタイル約240枚をトロイダル方向全周について測定したところ、トロイダル方向の磁場のリップロスに相当するトリチウム蓄積の強弱が認められ、高速のトリチウムが入射していることが初めて明らかにされた。第1壁についもポロイダル方向に測定し、容器上部のトリチウム濃度が低いこと、外側第1壁に特にトリチウム濃度が高いところがあることなど新たな知見が得られた。

論文

Modelling for near-surface transport dynamics of hydrogen of plasma facing materials by use of cellular automaton

志村 憲一郎*; 山口 憲司; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*

Physica Scripta, T103, p.101 - 104, 2003/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:21.42(Physics, Multidisciplinary)

本研究にて、セルオートマトン(CA)法により金属表面からの吸着水素の脱離をモデル化した。本モデルは、表面を1次元に簡素化したもので、表面過程を拡散と脱離に分けて取り扱う。前者は、各時刻で粒子をランダムに配置することにより、また、後者については、これを熱活性化過程とみなすことにより扱っている。モデルの検証として昇温脱離を取り上げ、シミュレーションによる結果を化学反応速度論に基づく計算結果と比較した。両者は見事に一致し、本モデルで表面での再結合脱離が十分に取り扱えることがわかった。現状では2次脱離のケースしか扱えないものの、複雑な条件を有する水素輸送の問題を扱う土台は構築できたと言えよう。

論文

Tritium engineering research and development for fusion reactor at the tritium process laboratory of JAERI

西 正孝; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; et al.

Materialovedenie (Russian Science of Materials) No.2, p.42 - 45, 2002/00

原研トリチウムプロセス研究施設では、核融合炉の実現に向けて核融合燃料プロセス技術及びトリチウムに関連した安全工学技術の研究開発を進めている。このトリチウムプロセス研究施設の研究開発設備及び最近の研究開発活動(燃料精製技術開発,深冷蒸留同位体分離技術開発,燃料貯蔵技術開発,ブランケットトリチウム回収技術開発,空間内トリチウム挙動研究,トリチウム/材料相互作用研究,トリチウム計量分析技術開発,トリチウム除染技術開発)について、その概要を紹介する。

口頭

Tritium retention buildup towards pulses in ITER PFCs and dust

洲 亘; Ciattaglia, S.*; Glugla, M.*

no journal, , 

ITER運転時のプラズマ対向機器とダストにおけるトリチウム蓄積について、重水素イオン注入,拡散,捕獲及び表面損耗,共堆積などの実験室データに基づいて評価した。タングステンダイバータの場合、大きい第一壁フラックス(3-5$$times$$10$$^{23}$$ DT atoms/s)では、真空容器内のトリチウム蓄積が0.24-0.4g T/shotになる。また、623Kのダイバータベーキングが実施される場合は、トリチウムの蓄積が0.06-0.1g T/shotに低減される。一方、Beダストの生成速度が36-60g/shotと見積られた。

口頭

Deuterium retention and desorption from vacuum plasma sprayed tungsten coating irradiated by deuterium and carbon mixed ion beam

福本 正勝; 仲野 友英; 伊丹 潔; 和田 隆明*; 上田 良夫*

no journal, , 

炭素イオンを添加した重水素イオンビームを被覆タングステンに照射し、被覆タングステン中の水素の蓄積に対する炭素イオンの影響を調べた。温度が500K及び700Kの被覆タングステンに純粋な重水素イオンビームを照射した場合、被覆タングステン中の重水素の蓄積量はそれぞれ$$sim$$1.7$$times$$10$$^{21}$$D/m$$^2$$及び$$sim$$0.4$$times$$10$$^{21}$$D/m$$^2$$であったが、重水素イオンビーム中の炭素イオンの割合を$$sim$$3%に増加させた場合、重水素の蓄積量がそれぞれ$$sim$$2.5倍及び$$sim$$10倍に増加した。これは、被覆タングステン中に蓄積した炭素が重水素を捕獲したためであった。イオンビーム照射後の被覆タングステンを加熱すると、蓄積した重水素は水素分子(HD, D$$_2$$)や水分子(HDO, D$$_2$$O)に加えメタン(C$$_x$$D$$_y$$)の形で放出され、$$sim$$1300Kまで加熱することで蓄積した水素に加え炭素も除去できることがわかった。

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