検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 11 件中 1件目~11件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Deuterium depth profiling in JT-60U W-shaped divertor tiles by nuclear reaction analysis

林 孝夫; 落合 謙太郎; 正木 圭; 後藤 純孝*; 沓掛 忠三; 新井 貴; 西谷 健夫; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 349(1-2), p.6 - 16, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.81(Materials Science, Multidisciplinary)

核反応分析法(NRA)を用いてJT-60Uダイバータ部のプラズマ対向壁に用いられている炭素タイル中の重水素保持量深さ分布を測定した。最も重水素濃度が高かったのは外側ドームウィングタイルでD/$$^{12}$$Cの値は0.053であり、その重水素蓄積過程は炭素-重水素の共堆積によるものと推定された。また外側及び内側のダイバータターゲットタイルにおいてはD/$$^{12}$$Cは0.006以下であった。軽水素を含めた水素同位体の濃度については、NRA及びSIMS分析結果からドーム頂部タイルの(H+D)/$$^{12}$$Cを0.023と推定した。一方OFMC計算を用いてNBIで入射した高エネルギー重水素がドーム領域に打ち込まれることを示した。また重水素の打ち込みや炭素との共堆積などによる重水素蓄積は、タイルの表面温度や損耗・堆積などの表面状態の影響を受けることを示した。重水素保持量深さ分布,SEM分析及びOFMC計算により、重水素分布はおもに重水素-炭素の共堆積,重水素イオンの打ち込み及びバルクへの拡散の複合したプロセスにより決まることを明らかにした。

論文

Study of particle behavior for steady-state operation in JT-60U

久保 博孝; JT-60チーム

Plasma Science and Technology, 8(1), p.50 - 54, 2006/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.57(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60における定常運転のための粒子挙動に関する最近の研究成果(特に、第一壁の水素蓄積の飽和,炭素材ダイバータ板の損耗/堆積と水素保持、及びそれらに関連したSOL及びダイバータ・プラズマ中の粒子挙動に関する研究成果)をまとめて発表する。JT-60では、長時間放電を繰り返すことにより、ELMy Hモード・プラズマの後半で第一壁の水素蓄積が真空容器内全体として飽和する現象が観測された。炭素材ダイバータ・タイルについては、外側ダイバータではおもに損耗が、内側ダイバータではおもに堆積が観測された。炭素堆積層中の水素同位体保持率(H+D)/Cは0.032であった。低磁場側の水平面では内側ダイバータ方向のSOLプラズマ流が、プライベート領域では外側ダイバータから内側ダイバータに向かうドリフト流が観測された。炭素材の損耗/堆積の内外ダイバータの非対称性は、これらの流れが原因であることが考えられる。第一壁に到達した水素のほとんどは水素分子として再放出されると考えられているが、その水素分子挙動を直接診断するために、水素分子線の発光分布を測定し、中性粒子輸送コードを用いて解析した。

論文

Structural integrity assessments of helium components in the primary cooling system during the safety demonstration test using the HTTR

坂場 成昭; 橘 幸男; 中川 繁昭; 濱本 真平

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4499 - 4511, 2005/08

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験による成果は、将来高温ガス炉及び第四世代原子炉システムの候補の一つであるVHTRの経済性の向上につながることが期待されている。安全性実証試験の一つとして実施されている冷却材流量の部分喪失を模擬した循環機停止試験では、温度及び冷却材であるヘリウム中の不純物組成が過渡状態となる。そこで、循環機停止試験における、温度及びヘリウム中の化学組成の実測値をもとに、1次系の主要な機器である、高温二重管,1次加圧水冷却器等の健全性を評価した。温度変化に基づく応力評価及び化学組成変化による炭素析出の評価の結果、原子炉出力100%からの試験における1次系主要機器の健全性が確認された。

論文

高温ガス炉HTTRの冷却材中の化学的不純物特性

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之*; 江森 恒一; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.388 - 395, 2004/12

高温ガス炉の冷却材(Hガス)中の化学的不純物を除去し、また監視することは、炉心に使用される黒鉛構造物あるいは熱交換器等に使用される高温材料の腐食防止のうえで極めて重要である。日本初の高温ガス炉HTTRでは、運転期間中に化学的不純物濃度に制限を設けるとともに、不純物挙動は常時監視される。冷却材中の不純物は、He純化設備により連続的に除去され、その濃度はHeサンプリング設備により計測される。本報では、HTTRの最初の出力上昇となる出力上昇試験期間中に実施した不純物濃度測定試験による実測値をもとに、化学的不純物挙動を評価した結果を示す。また、黒鉛構造物,高温二重管に使用される断熱材からの放出不純物量を温度別に評価した。試験を通して、異常な不純物濃度の上昇は認められず、また不純物濃度組成は炭素析出を起こさせない安定な領域にあった。本研究により、運転時におけるHe冷却材中の不純物特性を明らかにした。

論文

Coarsening dynamics and surface instability during ion-beam-assisted growth of amorphous diamondlike carbon

Zhu, X. D.; 楢本 洋; Xu, Y.; 鳴海 一雅; 宮下 喜好*

Physical Review B, 66(16), p.165426_1 - 165426_5, 2002/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:54.45(Materials Science, Multidisciplinary)

フラーレンの蒸着と同時にイオン照射を行い、炭素同素体変換過程を含んだ蒸着とスパッターリングが競合するなかで誘起されるナノサイズのパターン形成について考察した論文である。通常炭素系非晶質に対するイオン照射では表面が平滑化するの通常の結論であるが、ここでは逆の結果が得られた。これは、フラーレンへのイオン照射による同素体変換によりどのような結合状態の炭素物質が核生成するかに依存することを示した。

論文

Modification of carbon related films with energy beams

楢本 洋; Xu, Y.; 鳴海 一雅; Vacik, J.; Zhu, X.; 山本 春也; 宮下 喜好*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.647, p.O5.18.1 - O5.18.16, 2001/00

イオンやレーザー等の指向性エネルギービームを炭素系薄膜に照射することにより、例えばフラーレン薄膜は、さまざまな同位体へと変換する。この改質過程を、空間的に制御したり、結合状態を制御することにより、新しい機能を付与可能であることを、具体的事例を交えて、総合的に報告する。

論文

JT-60における第一壁の材料挙動

安東 俊郎; 高津 英幸; 中村 博雄; 山本 正弘; 児玉 幸三; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 堀池 寛; 清水 正亜; et al.

核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.27 - 49, 1991/03

JT-60第一壁の材料挙動および運転経験をまとめた。到達真空圧力は、設計値1.3$$times$$10$$^{-6}$$Paを満足し、高温壁放電洗浄によりコンディショニング効率を改善した。TiC/Moダイバータは、短パルス加熱(20MW-1s)では良好な不純物制御特性を示したが、ダイバータ板端部の溶融やMoのバーストが観測された。第一壁を黒鉛に取替え後は、長パルス加熱運転が可能となり、最大加熱入力30MW、最長加熱時間6sを達成し、運転領域の大幅な拡大をもたらしたが、TiC/Mo第一壁と同様に、ディスラプション時の入熱による損傷は避けられなかった。その後の下側ダイバータ運転では、それまでの運転経験を反映し、第一壁取付け精度の向上、熱集中軽減、C/C材の使用などによって、黒鉛タイルの破損をほぼ完全に防止することができ、1ショットあたりのプラズマ吸収加熱量が100MJの運転を行うことができた。

論文

Developing ZrC coatings for nuclear fue l particles

小川 徹; 福田 幸朔

Surface Modification Technologies,III, p.309 - 320, 1990/00

炭化ジルコニウムは優れた高温化学的安全性を有しており、高温ガス炉燃料の被覆材として有望である。ZrC被覆はZrBr$$_{4}$$、CH$$_{4}$$、H$$_{2}$$、Ar混合気から噴流床中で化学蒸着される。同工程の熱化学側面について、自由エネルギー最小化法と広義正則溶体近似とを組み合わせて解析した。また、熱分解炭素とZrCとを連続的に被覆する技術を開発した。ZrCのキャラクタリゼーションではプラズマ反応を応用している。ZrC表面からの炭素の除去にはプラズマ酸化法を改良した方法により、また、微細組織の検査には窒素イオンエッチングにより良い結果が得られている。上記のようにして製造されたZrC被覆燃料粒子は従来のSiC層を有する被覆燃料粒子が耐えられないような条件でも健全性を保など、優れた照射性能を示している。

報告書

ヨウ化メチレンを用いた高温ガス炉用被覆燃料粒子の破損および欠陥の検出

湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔

JAERI-M 87-024, 18 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-024.pdf:1.38MB

ヨウ化メチレンの浸入をX線ラジオグラフで観察する事により、貫通破損粒子及び高密度熱分解炭素層(PyC層)の欠陥を検出する事を試みた。その結果、この方法は、検査法として有効である事が確認された。また、この方法は、その適用範囲は限定されているが、酸浸出法および塩素化法よりも簡単である事が明らかになった。次に、製造条件の異なる26種類のPyC層の検査に、この方法を適用した。ヨウ化メチレンが浸入したPyC層も観察された。ここでは、PyC層の欠陥の存在割合とその蒸着条件との関係について調べた。また、走査型電子顕微鏡によるPyC層の破面及び外表面の観察を実施した。

論文

Carbon deposition apparatus to produce long-lived stripper foils for the JAERI 20MV tandem accelerator

竹内 末広; 金沢 修平

Nuclear Instruments and Methods, 197, p.267 - 272, 1982/00

原研20MVタンデム加速器の高電圧端子内で使用される荷電変換炭素薄膜を大量に生産するための炭素蒸着装置を開発した。この装置は、すでに原研で開発した長寿命炭素薄膜の製造方法をもとに、原研タンデムに十分供給できるように多くのガラス基板に炭素薄膜を蒸着できるように設計・製作された。設計・製作における要点および試作テスト結果、実際にイオン・ビームを用いて荷電変換膜として使用した結果について報告される。

論文

Coating microspheres with zirconium carbide-carbon composite by the methylene dichloride process

井川 勝市; 岩本 多實

窯業協会誌, 81(938), p.403 - 406, 1973/10

流動層で微小球に炭化ジルコニウム-炭素系複合体の被覆を施こす方法として、ジルコニウムスポンジと二塩化メチレン蒸気との反応生成物からの蒸着が利用できることを実証した。蒸着物層の炭素対ジルコニウム比は供給ガス中の水素濃度を変えることによっても、また反応領域の管長を変えることによっても調節できる。1300$$^{circ}$$C以下での蒸着は実用的でない。

11 件中 1件目~11件目を表示
  • 1