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論文

Surface morphology and deuterium retention in tungsten exposed to low-energy, high flux pure and helium-seeded deuterium plasmas

Alimov, V.; 洲 亘*; Roth, J.*; 杉山 一慶*; Lindig, S.*; Balden, M.*; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦

Physica Scripta, T138, p.014048_1 - 014048_5, 2009/12

 被引用回数:128 パーセンタイル:95.19(Physics, Multidisciplinary)

ヘリウムを加えた低エネルギー,高フルエンスの重水素プラズマで照射した再結晶タングステンについて、表面の形状変化,重水素保持量及び重水素の深さ方向分布を電子顕微鏡,昇温脱離法並びに核反応法を用いて調べた。重水素のみのプラズマで照射した場合、照射温度に依存したブリスタの形成が確認できた。また、重水素保持量は温度とともに上昇し、480Kで最大値となった後、減少することが明らかになった。一方、ヘリウムを5%加えた重水素プラズマで照射した場合、重水素保持量の顕著な低下,ブリスタの形成抑制が観察された。

論文

Recent activities related to the development of the plasma facing components for the ITER and fusion DEMO plant

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 横山 堅二; 廣瀬 貴規; 森 清治; 榎枝 幹男

Physica Scripta, T138, p.014003_1 - 014003_5, 2009/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.77(Physics, Multidisciplinary)

原子力機構は国内機関としてITERダイバータ外側ターゲットの全数を製作する予定である。ダイバータ製作に対する国内機関の技術的能力を示すためのクォリフィケーションが開始されている。このクォリフィケーションでは、原子力機構は外側ターゲット製作にかかわる技術的課題の多くを網羅したダイバータ評価試験体を製作し、ITER機構の協力の下、エフレモフ研究所において高熱負荷試験を実施した。その結果、評価試験体は熱負荷20MW/m$$^{2}$$に耐え、原子力機構はITER機構から国内機関としてダイバータ製作に十分な技術的能力を有すると認定された。一方、増殖ブランケットの開発は核融合原型炉の実現にとって大きな課題の一つであり、ITERでのテストブランケット(TBM)の工学試験は原型炉用ブランケット開発の重要なマイルストーンである。原子力機構では水冷固体増殖型ブランケットの開発を進め、このたび、低放射化フェライト鋼製の実機長TBM第一壁試験体をHIP接合技術を用いて開発し、加熱試験において健全な除熱性能を示すことを確認した。

口頭

Measurement of tungsten deposition on JT-60U tile with neutron activation analysis

落合 謙太郎; 渡邊 淳*; 上田 良夫*; 高倉 耕祐; 仲野 友英; 柳生 純一; 今野 力

no journal, , 

JT-60Uにおけるタングステンのエロージョンや輸送を評価するために、DT中性子源とベリリウム体系を用いた中性子放射化分析法(NAA)でJT-60UのCFCタイル中のタングステン保持量分析を実施した。DT中性子源は原子力機構FNSを用いた。中性子源正面に設置したベリリウム体系中にJT-60UのCFCタイル試料片を設置し、ベリリウム体系中に生成した低エネルギー中性子による$$^{186}$$W(n,$$gamma$$)$$^{187}$$W反応の686keV $$gamma$$線をゲルマニウム検出器で測定し、その収量からタングステン保持量を同定した。解析の結果、10$$^{16}$$原子数/cm$$^{2}$$から10$$^{18}$$原子数/cm$$^{2}$$程度のタングステンが対向壁中に保持されていることを明らかにした。また、タングステン保持量の測定結果から内側ダイバータのストライクポイント部分には他の部分に比べて多くのタングステンが蓄積することがわかり、本手法の有効性を示すとともに、プラズマ中のタングステン輸送を評価するうえで重要な知見を得た。

口頭

Residual gas analysis by high-resolution mass spectrometry during helium glow discharge cleaning in JT-60U

林 孝夫; 神永 敦嗣; 新井 貴; 逆井 章

no journal, , 

重水素(D)とトリチウム(T)を用いたDT核融合炉においてプラズマ対向壁候補である炭素材を使用した場合、炉内に残留するトリチウムのほとんどが炭素壁中に存在すると考えられる。このため炉内に残留するトリチウム量を正確に評価し、その蓄積過程を解明することは燃料リサイクリング及び炉内保守の観点から重要な課題の1つである。JT-60Uにおいて残留ガスの質量分析を行い、ヘリウムグロー放電洗浄(He-GDC)の効果を調べた。質量分析の分解能が高くD$$_{2}$$とHeの弁別が可能な高分解能質量分析装置を用いた。He-GDC中のヘリウム分圧は$$sim$$0.27Paであった。グロー放電の電流及び電圧は、それぞれ2A及び180$$sim$$300Vであった。He-GDC開始後、D$$_{2}$$ガスの分圧が上昇し、最大分圧に到達した後、時間とともに減少した。その上昇率及び下降率は、He-GDCの前のD$$_{2}$$ガス分圧,直前のプラズマ放電からの経過時間、及び直前プラズマのディスラプションの有無等に依存していることがわかった。

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