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論文

Complex chemistry with complex compounds

Eichler, R.*; 浅井 雅人; Brand, H.*; Chiera, N. M.*; Di Nitto, A.*; Dressler, R.*; D$"u$llmann, Ch. E.*; Even, J.*; Fangli, F.*; Goetz, M.*; et al.

EPJ Web of Conferences, 131, p.07005_1 - 07005_7, 2016/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:65

近年、物理的な前段分離装置を活用することにより、超重元素の比較的不安定な単一分子の合成と研究が気相化学研究によって可能になった。非常に揮発性の高い106番元素のヘキサカルボニル錯体Sg(CO)$$_{6}$$の合成は最近の大きな成果である。この成功を受けて、中心金属原子と周囲の配位子間の第一乖離エネルギーの測定を第2世代の実験として実施した。管状の分解反応装置を用いた手法を開発し、短寿命のMo(CO)$$_{6}$$, W(CO)$$_{6}$$, Sg(CO)$$_{6}$$錯体に適用することに成功した。

論文

Decomposition studies of group 6 hexacarbonyl complexes, 1; Production and decomposition of Mo(CO)$$_6$$ and W(CO)$$_6$$

Usoltsev, I.*; Eichler, R.*; Wang, Y.*; Even, J.*; Yakushev, A.*; 羽場 宏光*; 浅井 雅人; Brand, H.*; Di Nitto, A.*; D$"u$llmann, Ch. E.*; et al.

Radiochimica Acta, 104(3), p.141 - 151, 2016/03

 被引用回数:28 パーセンタイル:96.25(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

周期表第6族元素で最も重いSgのヘキサカルボニル錯体の熱的安定性を調べることを目指して、短寿命MoおよびW同位体を用いてヘキサカルボニル錯体を合成し、その合成および解離条件を調べた。チューブ状の反応装置を用いてヘキサカルボニル錯体を解離させ、第1解離エネルギーを導出できるかテストした。第6族元素のヘキサカルボニル錯体の解離を調べるには、反応表面として銀が最適であることがわかった。Mo(CO)$$_6$$およびW(CO)$$_6$$の解離が起こる反応表面温度は、それらの第1解離エネルギーと相関があることがわかり、この方法を用いてSg(CO)$$_6$$の第1解離エネルギーを決定できる見通しを得た。

論文

Impacts of friction stir processing on irradiation effects in vacuum-plasma-spray coated tungsten

小沢 和巳; 谷川 博康; 森貞 好昭*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2054 - 2057, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.04(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼(F82H)は先進核融合炉の構造材料候補である。第一壁ならびにダイバータではプラズマスパッタ抑制のため、タングステン被膜が必須とされている。F82H鋼に、真空プラズマ溶射法でタングステン(W)を皮膜し、その後摩擦攪拌処理(FSP)にて強化した試料に対しイオン照射実験を実施し、WとF82Hの各要素のイオン照射後の硬さと微細組織に及ぼす細粒化の影響を調べた。これまでの結果からは、800$$^{circ}$$C、5.4dpaでイオン照射したFSP-W皮膜の顕著な照射硬化は認められていない。

論文

Determination of tungsten and molybdenum concentrations from an X-ray range spectrum in JET with the ITER-like wall configuration

仲野 友英; Shumack, A.*; Maggi, C. F.*; Reinke, M.*; Lawson, K.*; Coffey, I.*; P$"u$tterich, T.*; Brezinsek, S.*; Lipschultz, B.*; Matthews, G. F.*; et al.

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 48(14), p.144023_1 - 144023_11, 2015/07

 被引用回数:27 パーセンタイル:84.25(Optics)

欧州のトカマク型装置JETでは、タングステン材ダイバータの導入に伴いプラズマ中のタングステン量をモニターするため、既設のX線分光器を改造した。この分光器で観測されたスペクトルを原子構造計算プログラムで計算したスペクトルと比較することによって、$$mbox{W}^{45+}$$, $$mbox{W}^{46+}$$、及び$$mbox{Mo}^{32+}$$からの内殻励起スペクトル線を同定することに成功した。これらのスペクトル線の強度からタングステン及びモリブデンイオンの密度を導出し、電子密度に対して、それぞれ$$10^{-5}$$及び$$10^{-6}$$と決定した。さらに、導出したタングステン及びモリブデンイオン密度の妥当性の検証を以下のように行った。$$mbox{W}^{45+}$$スペクトル線の強度から導出したタングステンイオン密度は$$mbox{W}^{46+}$$スペクトル線強度から導出したタングステンイオン密度と20%で一致することを確かめた。また、X線分光器の2.4keV帯の連続スペクトル強度から導出したプラズマ実効電荷数は4.8keV帯の連続スペクトルから導出したプラズマ実効電荷数と50%で一致すること、そしてこれらは可視分光から導出されたプラズマ実効電荷数とよく一致することを確かめた。よって、本X線分光器の感度は妥当であると結論でき、導出したタングステン及びモリブデンイオン密度も信頼できると考えられる。

論文

Analysis of tungsten transport in JT-60U plasmas

清水 友介*; 藤田 隆明*; 有本 英樹*; 仲野 友英; 星野 一生; 林 伸彦

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3403062_1 - 3403062_4, 2015/07

In JT-60U, it has been observed that accumulation of tungsten is enhanced with increasing the toroidal rotation in the opposite direction (CTR-rotation) to the plasma current in H-mode plasmas. Two models for convective transport, pinch due to the toroidal rotation (PHZ pinch) and the radial electric field (Er pinch) were proposed. We introduce these two pinch models into integrated transport code TOTAL, and study dependence of the tungsten accumulation on the toroidal rotation. In the high toroidal rotation velocity, we obtained the tungsten accumulation four times as large as in the low one. The model reproduces the trend observed in the experiment.

論文

Influence of blistering on deuterium retention in tungsten irradiated by high flux deuterium 10-100eV plasmas

Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.957 - 962, 2006/02

 被引用回数:62 パーセンタイル:96.93(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のプラズマ対向侯補材であるW中の重水素滞留に及ぼすブリスタリングの影響について、1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$/sの入射フラックスの条件で入射エネルギーを100eVから約10eVまで変化させて調べた。滞留量の測定は昇温脱離法によって行い、5$$^{circ}$$C/sの昇温速度で実施したが、昇温脱離曲線には重水素の放出ピークが1つのみ現れ、またそのピーク温度は照射のエネルギーやフルエンスにより500$$^{circ}$$Cから850$$^{circ}$$Cまで変化する、という結果を得た。このピーク温度は水素トラップからの放出温度より高く、重水素が分子としてブリスタに存在し、 昇温中に直接放出されていると考えられる。また、あるフルエンスで急激な滞留量減少が観測されたが、この現象はブリスタの破裂によるものと考えられる。このことはSEMによる観察結果(ブリスタが2ミクロン程度までしか成長しないこと、及びブリスタの数がフルエンスの増加とともに増加すること)と一致している。

論文

First wall and divertor engineering research for power plant in JAERI

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 廣瀬 貴規; 佐藤 和義; 吉田 肇; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.93 - 103, 2006/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:64.95(Nuclear Science & Technology)

本論文では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器である第1壁及びダイバータの原研における研究開発の活動について報告する。核融合発電実証プラントはITERのような実験炉に比べ、運転期間が長期にわたるため、プラズマ対向機器は厳しい中性子照射及び熱・粒子負荷を受ける。現状の設計では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器の構造材としては、中性照射を考慮して低放射化フェライト鋼(F82H)が候補材となっている。一方、その表面保護材料としては、スパッタリング損耗に対する耐久性及び低トリチウム吸蔵特性からタングステン材料が候補材となっている。このような材料を組合せたプラズマ対向機器を実現するために、原研では、(1)高性能冷却構造の開発,(2)表面保護材料の開発,(3)F82H鋼とタングステンに対する接合技術の開発及び(4)構造健全性の評価を行うなど精力的な開発を行っている。本稿では、これらの開発活動に関する最新の成果として、高性能冷却管(スクリュウ冷却管)の開発,単軸圧縮による拡散接合法の開発,ダイバータ構造の熱疲労寿命評価法の開発及び表面保護材料のスパッタリング評価用低エネルギーイオン照射装置の開発について報告する。

論文

Incident energy dependence of blistering at tungsten irradiated by low energy high flux deuterium plasma beams

Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 347(1-2), p.111 - 117, 2005/12

 被引用回数:77 パーセンタイル:98.09(Materials Science, Multidisciplinary)

鏡面仕上げした焼結材タングステン試料片にITERダイバータ周辺プラズマを模擬する重水素プラズマを照射し、そのブリスタリング挙動を調べた。今回行った照射の条件は、フラックス:1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$/s,エネルギー:7$$sim$$98eV/D,フルエンス:3$$times$$10$$^{23}$$$$sim$$6$$times$$10$$^{25}$$D/m$$^{2}$$,照射温度:室温であるが、いずれのエネルギーの照射においても、ブリスタリングの発生がSEM観察により確認された。また、ブリスタリング発生のフルエンス閾値が入射エネルギーの減少とともに増加すること、特に20eV/D以下の入射エネルギーの場合には、この閾値の増加が著しいことを見いだした。本現象は、試料表面に酸化皮膜が存在し、重水素の外部への再放出と内部への侵入に影響を及ぼしていると考えることによって説明できる。さらに、ブリスタの寸法と数はフルエンスの増加とともに初期にはいずれも増加するが、直径が2$$mu$$m程度に逹すると成長が止まり、数のみが増加していく結果を得た。本結果は、ブリスタが2$$mu$$m程度に成長すると亀裂が発生して内部のガスが放出されるため、と考えられる。

論文

Proposal of hot-pressed, rod-shaped tungsten armor concept for ITER divertor and its high-heat-flux performances

佐藤 和義; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.643 - 650, 2005/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.53(Nuclear Science & Technology)

原研におけるプラズマ対向機器の研究、特に、粒子負荷の厳しい部分に採用されるタングステンダイバータの接合について報告する。タングステン/銅接合については、これまで両者の線膨張係数や弾性率が大きく異なるため、タングステンタイルの剥離が生じる懸念があった。このため、アーマタイルを細かくわけることによりこの応力を低減する方法が検討されてきた。今回、原研では、小さいロッド型タングステンを用いた熱間プレス法による接合法を開発し、ITERダイバータへの適用をはかった。 熱間プレス法は、銅製熱シンクにあらかじめ加工した穴に対してロッド型タングステンを高温下で圧入し製作するものである。この方法にて製作したダイバータ試験体は、ITERダイバータ設計条件である5MW/m$$^{2}$$,3000回の熱サイクルに対し健全性を維持することを明らかにした。また、同時に実施した熱解析により、タングステン/銅ヒートシンク間の接触熱伝達率は2400W/m$$^{2}$$/Kと見積もられた。この値は、表面温度を再結晶温度以下に保つためには若干低い値である。しかしながら、実験では脆化によるタングステンタイルの損傷等は認められなかった。今後、ロッド接合面の表面処理や中間層を入れる等して熱伝達の向上を図る必要があることがわかった。

論文

プラズマ対向壁としての材料

鈴木 哲

高温学会誌, 30(5), p.243 - 247, 2004/09

核融合炉-主としてITER-における炉壁をプラズマ対向材及びその開発という観点から解説する。ダイバータでは、CFC材がインボード側及びアウトボード側垂直ターゲットの下部の表面材料として採用されており、その他の部分はすべてタングステンが採用されている。この理由としては、垂直ターゲットの下部における熱流束が非定常時において最大20MW/m$$^{2}$$に達し、より高熱伝導性の材料の採用が望ましいためである。ITERでは常温における熱伝導率が純銅を超えるような高熱伝導性のCFC材料を開発して採用している。一方、ダイバータの他の部分に入射する熱流束は5MW/m$$^{2}$$以下であり、スパッタリングによる損耗が、表面材料の損耗の主因となる。したがって、タングステンのようにスパッタリング率の低い材料が好適である。また、第1壁は炉壁全面の約80%を占めるため、その表面材料にはプラズマとの適合性が強く求められる。また、第1壁への熱流束はプラズマからの放射熱が主であるため、ITERでは第1壁の表面材料として、粒子負荷等によるスパッタリングによってプラズマへ表面材料粒子が混入しても、プラズマへの影響が小さい低原子番号材料であるとともに、酸素不純物を低減する性質を有するベリリウムが採用されている。

論文

Irradiation test on Mo- and W-mirrors for ITER by low energy deuterium ions

杉江 達夫; 河西 敏; 谷口 正樹; 永津 雅章*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1481 - 1485, 2004/08

 被引用回数:30 パーセンタイル:87.14(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERのダイバータ領域に生成されるプラズマの温度は数十eV程度であり比較的温度が低い。そのダイバータに近接して、計測用ミラーが設置される。低エネルギー粒子の衝突により、反射率などの性能がどの程度劣化するか調べる必要がある。ここでは、SLEIS(Super Low Energy Ion Source with High Ion Flux)装置を使いモリブデンとタングステンミラーに対してエネルギー67eVから80eVの重水素イオンで照射し、反射率等の変化を調べた。焼結法で生成した場合に生じる表面の小さな穴を電子ビームで表面を溶融することにより消滅させたミラーは、照射前はその反射率は焼結のみで生成したものよりも高かったが、照射量に対して反射率が急速に低下した。ブリスタリングによるものと考えられる。それに対して、焼結のみで作ったモリブデン及びタングステンミラーは照射量に対する反射率の低下は少なく、照射量が1.3$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$のところで10%程度の低下であった。講演では、これらのミラーのITERへの適用の可能性について述べる。また、ダイバータ板等のエロージョンの結果生ずる粒子がミラーへ付着する問題と、その防止対策についても議論する。

論文

Spallation terget materials development

菊地 賢司; 川合 將義*; 池田 裕二郎

Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03) (CD-ROM), p.17 - 25, 2004/00

中性子散乱用の水銀,長寿命放射性廃棄物の核変換用の鉛ビスマス,中性子散乱用のバックアップ及び核変換用のもう一つの選択肢としてタングステン固体ターゲットが開発されている。いずれも入射する陽子ビーム出力はMW級である。そこで、それぞれのターゲット開発の現状と開発課題を述べた。

報告書

FCAを用いた岩石型燃料に添加する共鳴吸収物質のドップラー効果測定

安藤 真樹; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二

JAERI-Research 2003-029, 72 Pages, 2003/12

JAERI-Research-2003-029.pdf:3.41MB

ROX燃料に添加する共鳴物質としてエルビウム(Er),タングステン(W),トリウム(ThO$$_{2}$$)に着目し、これら物質のドップラー効果に対する計算予測精度の検証を行うことを目的とし、FCAを用いて実験を行った。実験は、高速炉体系(XX-2)と中速スペクトル体系(XXI-1D2)において、800$$^{circ}$$Cまでのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、核データにJENDL-3.2を用い、FCA標準解析手法を基本計算とし実験値と計算値を比較した。また、SRACシステムを用いた解析を行い、SRACによる計算の予測精度の傾向を調べるとともに、基本計算の解析結果と比較した。輸送補正を施した基本計算の解析の結果、XX-2炉心では全般的に過小評価となり、XXI-1D2炉心では計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。SRACシステムによる解析の結果、ErサンプルではSRACの方が3%$$sim$$10%小さい計算値を与え、Wサンプルでは、SRACの方が2%$$sim$$5%大きな計算値を与えることがわかった。またThO$$_{2}$$サンプルでは、XX-2炉心ではSRAC解析$$>$$基本計算であるのに対して、XXI-1D2炉心ではその逆となった。

報告書

Tritium permeation evaluation through vertical target of divertor based on recent tritium transport properties

中村 博文; 西 正孝

JAERI-Research 2003-024, 24 Pages, 2003/11

JAERI-Research-2003-024.pdf:1.12MB

ITERダイバータ部におけるトリチウムの冷却水への透過量の再評価を行った。本評価は、ITERの設計緒元を用い、著者らが近年の実験研究で得てきたタングステンや銅における水素同位体の輸送物性値(拡散係数,トラップ因子,表面再結合係数等)を用いて行ったものである。比較のためにこれまでの評価で用いられてきたタングステンや銅等の輸送物性値を用いた評価も同様に実施した。ダイバータは、アーマ材領域とアーマ材が存在しないスリット領域に分類し、それぞれの領域について評価した。解析の結果、著者らの新知見に基づくトリチウム透過の評価値は、従来の輸送物性値の報告値を使用した結果よりもダイバータ供用期間末期において1桁以上低い値となった。また、新知見によるトリチウム透過はダイバータタイルのスリット領域からの透過が支配的となる可能性を見いだした。このような冷却水への少ないトリチウム透過量は、冷却水の直接排水の可能性をも示唆するように、現行のITERの運転期間中におけるダイバータ冷却水中トリチウム濃度の評価値が十分な安全裕度を有していることを確認するものである。

論文

Strength proof evaluation of diffusion-jointed W/Ta interfaces by small punch test

Li, J.-F.*; 川合 將義*; 菊地 賢司; 五十嵐 廉*; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; 川崎 亮*

Journal of Nuclear Materials, 321(2-3), p.129 - 134, 2003/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:65.83(Materials Science, Multidisciplinary)

タンタルで被覆したタングステン固体ターゲットを核破砕中性子源に使う場合、接合強度が問題となる。そこで、HIP接合材の機械的強度を、微小押し込み試験と有限要素法により、評価した。接合温度を変えて試験片を作製した。亀裂はいずれの場合でも界面からタングステン側に進展した。界面に沿った亀裂はなかった。タングステンの再結晶化は強度の低下を招いた。亀裂進展に耐えた最適接合条件では、機械的強度は1000MPaを超えることがわかった。

論文

Present research status on divertor and plasma facing components for fusion power plants

鈴木 哲; 上田 良夫*; 徳永 和俊*; 佐藤 和義; 秋場 真人

Fusion Science and Technology, 44(1), p.41 - 48, 2003/07

 被引用回数:26 パーセンタイル:84.61(Nuclear Science & Technology)

本論文は日本における核融合発電プラントのダイバータ、プラズマ対向機器に関する研究のレビューである。発電プラントの実現に向けて、トリチウム増殖比や熱・粒子相互作用を考慮したプラズマ対向材料の選定,発電に向けた伝熱流動の研究,プラズマ対向材料として最も有望なタングステンに関する接合技術などの製作技術開発、そして発電プラントの設計などの我が国の研究の現状について報告する。

論文

Solid spallation target materials development

川合 將義*; 古坂 道弘; Li, J.-F.*; 川崎 亮*; 山村 力*; Mehmood, M.*; 栗下 裕明*; 菊地 賢司; 竹中 信幸*; 鬼柳 善明*; et al.

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1087 - 1096, 2003/07

中性子源として最高性能を誇るタングステン固体ターゲットを実用化するため、薄板状のタンタル被覆タングステンターゲットを製作した。ポイントは熱応力を下げるため、数mmの薄板にし、かつ温度監視のために熱電対孔を設けつつ、HIPによる拡散接合で製作したことである。HIP条件は既に明らかにした条件で行い、超音波顕微鏡観察の結果、接合は完璧であった。もう一つの方法として、複雑形状に対応でき、かつタンタル厚さを薄くできる電気メッキ法も確立した。

論文

Design of beam incident monitor for spallation neutron target of JSNS

明午 伸一郎; 原田 正英; 寺奥 拓史*; 前川 藤夫

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1175 - 1180, 2003/07

大強度パルス核破砕ターゲットに入射する陽子ビームをモニターすることは重要である。J-PARCの核破砕中性子源に入射する陽子ビームモニターは、メンテナンス性を向上させるために陽子ビームウインドーのアッセンブリーと一体化している。しかしながら、ウインドーにおけるビームの散乱等によりモニター自身の発熱が著しく大きくなる恐れがある。これを評価するために、発熱計算を行いモニターの発熱は0.1W/cc以下と十分に小さいことがわかった。また本報では、モニター及び窓の寿命の予測を助けるために用いられる貫通孔などのアッセンブリーとしての設計状況について報告する。

論文

Doppler effect measurement on resonance materials for rock-like oxide fuels in an intermediate neutron spectrum

安藤 真樹; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二

Journal of Nuclear Materials, 319, p.126 - 130, 2003/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ROX燃料に用いられる共鳴物質の中速スペクトル場におけるドップラー効果測定に対する計算精度を評価することを目的として、原研FCAを用いて測定が行われた。本研究は一連の共鳴物質に関するドップラー効果測定において、高速スペクトル場における測定に引き続き行われたものである。ドップラー効果は高温及び室温サンプルの反応度価値の変化として測定される。エルビウム(Er),タングステン(W)及びトリウム(ThO$$_{2}$$)の円筒形サンプルを用い、炉心中心部においてそれぞれ800$$^{circ}$$Cまで昇温した。核データにJENDL3.2を用いSRAC95システムにより解析した。WとThO$$_{2}$$のサンプルでは、実験値と測定誤差の範囲で一致した。他方、Erサンプルでは約10%の過大評価となった。

論文

R&D of a MW-class solid-target for spallation neutron source

川合 將義*; 古坂 道弘*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; Li, J.*; 杉本 克久*; 山村 力*; 平岡 裕*; 阿部 勝憲*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 318, p.35 - 55, 2003/05

将来の核破砕施設で使用可能な、MW級の中性子源固体タングステンターゲットの開発を行った。Wを腐食から守るため、3つのコーテング技術を研究した。HIP,ろう付け,メッキである。HIP法は前報で最適化した条件が接合力の観点からも言えるかどうかを微小押し込み試験法で調べた。その結果、接合部からの亀裂発生荷重が最も高いことが証明され、確かに最適化条件であることを再確認した。たの2つの方法は、基礎的な技術としてターゲット製作に応用可能であることを示した。コーテングが無い場合のWのエロジョンを流水下で調べた。高速度ではエロージョンが発生しやすい。固体ターゲットの設計では、スラブ型と棒型を設計した。1MWターゲットの中性子特性に関する限り、固体ターゲットのほうが、水銀より優る。

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