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論文

核反応分析を用いたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体分布測定

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫

プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.296 - 301, 2005/04

核融合炉におけるプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体挙動は燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においては安全管理のうえでも同様に重要である。原研FNSでは、核反応分析法を用いて、DD放電で使用されたJT-60Uプラズマ対向壁の分析を試み、ミクロンオーダーでの重水素分布及び、DD反応で生成されたトリチウム分布を明らかにしてきた。本研究では、DT放電で使用されたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の元素深さ分布を測定し、トリチウムの挙動を明らかにすることを目的とした。分析した試料は、TFTR内側リミッタに使用されていた炭素繊維複合材タイルの一部を切り出したものである。核反応分析の結果、重水素とリチウムが一様に分布している一方で、トリチウムは深さ0.5$$mu$$mにピークを持つ分布を示すことがわかった。燃焼法によって報告されたバルクでの平均トリチウム密度と比較すると、タイル表面近傍にはトリチウムが1桁多く保持されていた。DD放電で使用したJT-60のタイルの場合、トリチウムは1.5$$mu$$mより深い場所に蓄積しているのに対し、 DT放電で使用したTFTRのタイルでは表面近くに蓄積しており、低エネルギーのトリチウムがおもに寄与していることを示している。

論文

核融合装置内の水素同位体を追う

正木 圭

日本原子力学会誌, 46(12), p.834 - 837, 2004/12

JT-60UのW型ダイバータ及び第一壁タイル内に残留したトリチウムをイメージングプレート法及び燃焼法により測定した。両者の測定結果は良い一致を示し、ドーム頂部で最もトリチウム濃度が高く、運転時の表面温度が高いダイバータ部では低い値を示した。タイル表面の堆積層の厚さを、走査型電子顕微鏡による断面観察により測定した結果、トリチウム分布と堆積層との相関は認められなかった。DD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失を、軌道追跡モンテカルロコードで計算した結果、計算結果とイメージングプレート法及び燃焼法によるトリチウム分布の測定結果はよく一致した。また、計算結果と燃焼法測定結果との比較から、ダイバータターゲットタイルに取込まれたトリチウムは、タイル表面の温度上昇により放出されたことがわかった。これらのことから、JT-60Uのダイバータ及び第一壁タイルのトリチウム分布は、DD反応で生成される高エネルギートリトンのトロイダル磁場リップルによる損失を反映し、生成時のエネルギーが損失されずに壁に深く入射されたことを示している。さらに、ダイバータターゲットにおいては、タイル表面温度上昇の影響を受けた結果、トリチウムが放出されたことがわかった。

論文

粗さ計による段差測定手法の開発

八木澤 博; 新井 貴; 後藤 純孝*; 神永 敦嗣; 宮 直之

KEK Proceedings 2003-16 (CD-ROM), 4 Pages, 2004/02

実験運転後のプラズマ対向壁(タイル)表面に発生する損耗や堆積層の寸法測定を目的として、粗さ計(センサとアンプ)とフライス盤を用いた$$mu$$m単位の測定手法の開発を行った。開発にあたっては表面に溝を付けたタイル製作の実施,粗さ計の選定及び実測,測定時の手法検討、及び適用性確認試験として高精度三次元測定計によるデータの比較と測定結果の再現性の確認までを実施した。基本的な測定方法としてはタイル表面と溝面の段差について2台の粗さ計を用いて、その差分を確認し、実験運転前後の当該箇所の差分を比較することにより損耗と堆積層の寸法を明確にするものである。今回の試験では運転前のタイルのみを対象とした。試験結果から絶対値の測定では三次元計測計との差が大きく、問題点を再度吟味する必要があることがわかった。しかし、再現性試験では、毎回の誤差が1$$mu$$m未満であり、実験運転後のデータと比較を行う相対値評価では粗さ計とフライス盤を組合せた測定手法の適用性が十分高いという見通しを得た。

論文

Fabrication of a small-scaled first wall mock-up with beryllium armor HIP bonded to DSCU/SS structure

秦野 歳久; 黒田 敏公*; 岩立 孝治*; 大崎 敏雄*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

Fusion Technology 1998, 1, p.97 - 100, 1998/00

核融合炉内構造物はプラズマ対向壁として銅の熱シンク上にベリリウムアーマを接合することが提案されている。本研究ではアーマと熱シンクの接合において熱間静水圧法(HIP)の適用を試みた。ベリリウムとアルミナ分散強化銅接合体のHIP条件を選定するために行ったスクリーニング試験では、金相観察と機械試験の結果より接合条件としてTi/Cu中間層でHIP温度580$$^{circ}$$CとAl/Ti/Cuの中間層でHIP温度550$$^{circ}$$Cを選定し、その結果をもとに小型第一壁モックアップを試作した。製作したモックアップは10mm厚さのベリリウムタイル4個と肉厚1mmのステンレスの冷却管をもつ20mm厚さの銅の熱シンクで構成される。HIP後の外観検査よりベリリウムと銅の接合部は健全であった。

報告書

JT-60U用B$$_{4}$$C表面改質炭素材の高熱負荷試験

中村 和幸; 石川 博史*; 安東 俊郎; 佐藤 和義; 横山 堅二; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 荒木 政則; 秋場 真人

JAERI-M 94-046, 28 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-046.pdf:3.08MB

JT-60U用ダイバータ材としての本格的使用を開始する前に、JEBISを用いて高熱負荷試験を行い、材料の耐熱特性を調べた。試験を行った材料は、前回の試験で最も密着性に優れた被覆法として評価された化学反応法(CVR)でB$$_{4}$$Cを被覆した炭素系材料である。加熱条件は、JT-60Uで想定されている10MW/m$$^{2}$$で5秒及び約3MJ/m$$^{2}$$の二条件である。試験の結果、10MW/m$$^{2}$$、5秒の加熱条件では、約300~400$$mu$$mの膜厚までは、溶融、剥離等の有害な損傷が見られないこと、3MJ/m$$^{2}$$の加熱条件では、複数回の被覆処理を行った試料にのみ剥離が生じることなどが明らかとなった。

論文

Development and experiences with JT-60U plasma facing components

安東 俊郎

NIFS-PROC-12, p.75 - 78, 1993/03

JT-60Uプラズマ対向壁に関する最近の開発状況および運転経験について報告する。まず、ダイバータ板にB$$_{4}$$C表面改質c/c複合材タイルを設置し、JT-60Uプラズマに曝した結果、傾斜機能性B$$_{4}$$C層を有するコンバージョン材には、はく離が認められず、被覆材と比べて熱負荷特性が優れていること、またタイル端部には熱集中を軽減するためあらかじめテーパをつけた方がよいこともわかった。次に、第一壁に設置したB$$_{4}$$Cコンバージョン黒鉛については、タイル端部にB$$_{4}$$Cの溶融が認められたが、はく離は生じていない。これらのB$$_{4}$$C層は約100$$mu$$mの厚みを有すが、一年間の運転後でも、B$$_{4}$$C層が残っており寿命上の問題もないことを確認した。さらに昨年実施したテーパ加工において、若干加工代の少なかった特定の列のダイバータタイルに、軽微ではあるがトロイダル方向に明確な周期性のある浅いエロージョンが認められた。これはトロイダル磁場のリップルによると考えられる。

報告書

JT-60U用B$$_{4}$$C被覆C/C材の高熱負荷試験

中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 横山 堅二; 大楽 正幸; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 深谷 清; H.Bolt*; et al.

JAERI-M 92-052, 41 Pages, 1992/04

JAERI-M-92-052.pdf:4.3MB

JT-60U用第一壁として三種類のB$$_{4}$$C被覆C/C材の使用が検討されている。JT-60Uでは、第一壁は通常運転時には数十MW/m$$^{2}$$、ディスラプション時には数MJ/m$$^{2}$$もの高い熱負荷を受けると予想されているので、使用に当たってはそれら被覆材料の耐熱特性を十分に研究しておく必要がある。耐熱特性試験は、原研NBI加熱研究室の高熱負荷試験装置、JEBISを用いて、5~40MW/m$$^{2}$$、5sおよび550MW/m$$^{2}$$、5~10msの二種類の照射条件で行った。その結果、B$$_{4}$$Cをコンバージョンで被覆した材料の密着性が、CVDおよびプラズマスプレーで被覆した材料のそれよりも優ることが明らかになった。照射後試料の表面分析も、併せて行った。

論文

High heat flux experiment on B$$_{4}$$C-overlaid C/C composites for plasma facing materials of JT-60U

中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 横山 堅二; 大楽 正幸; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 深谷 清; H.Bolt*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 196-198, p.627 - 632, 1992/00

 被引用回数:28 パーセンタイル:9.09

JT-60U用第一壁として三種類のB$$_{4}$$C被覆C/C材の使用が検討されている。JT-60では、第一壁は通常運転時には数十MW/m$$^{2}$$、ディスラプション時には数MJ/m$$^{2}$$もの高い熱負荷を受けると予想されているので、使用に当たってはそれら被覆材料の耐熱特性を十分に研究しておく必要がある。耐熱特性試験は、原研NBI加熱研究室の高熱負荷試験装置、JEBISを用いて、5~40MW/m$$^{2}$$、5sおよび550MW/m$$^{2}$$、5~10msの二種類の照射条件で行った。その結果、B$$_{4}$$Cをコンバージョンで被覆した材料の密着性が、CVDおよびプラズマスプレーで被覆した材料のそれよりも優れることが明らかになった。照射後試験の表面分析も、併せて行った。

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