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田中 茂; R.Matera*; G.Kalinin*; V.Barabash*; 毛利 憲介*
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.478 - 485, 1999/00
被引用回数：4 パーセンタイル：34.36(Materials Science, Multidisciplinary)ITER真空容器内材器(ダイバータ、第一壁、ブランケット、真空容器等)構成材料に関係する工学R&Dで得られた膨大な実験生データを蓄積して、設計に有効利用するため、「ITER材料関連R&Dデータバンク」を構築した。ベリリウム、タングステン、炭素系材料、銅合金、ステンレス鋼等の単体材料の熱機械的特性(中性子照射効果含む)に加えて、これら材料間(Be/Cu,W/Cu,CFC/Cu,Cu/SS,Cu/Cu,SS/SS)の各種接合(ロウ付け、HIP、爆着、摩擦接合、プラズマスプレー等)の熱機械的特性(中性子照射効果含む)、さらにこれら接合法を用いて製作された水冷模擬試験体の高熱負荷繰返し疲労試験の結果を収録した。またプラズマ対向材料(Be,W,CFC)のプラズマ壁相互作用(スパッタリング及びディスラプション時熱負荷による損耗、水素同位体の吸蔵、放出)及び各種冷却管の限界熱流束に関する実験データも収録した。
C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*
Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00
C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、BCと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にBCを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m
の電子ビーム照射(5秒,2500
C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。
炉設計研究室
JAERI-M 91-081, 607 Pages, 1991/06
定常トカマク型動力炉(SSTR:Steady State Tokamak Reactor)を近い将来実現可能な核融合動力炉概念として提案する。SSTRの最も大きな特徴は定常運転に必要な所内電力をできるだけ減らすために、プラズマ中に自発的に流れるブートストラップ電流を最大限に利用している点である。そのために高いアスペクト比(プラズマ主半径/プラズマ小半径:A=4)と強いトロイダル磁場(Bt=16.5T)を選択した。その結果プラズマ電流は適度な大きさ(I
=12MA)となり、高いプラズマの安定性(
=2.0)が得られた。プラズマの加熱と中心部分の電流駆動はともに、負イオン源中性粒子入射により達成される。またSSTRの工学面の特徴は、均一抵抗型真空容器、第1壁とブランケット前半部の定期交換、傾斜機能材料の利用による電磁力の大幅な軽減である。国際熱核融合実験炉ITERとそれほど変わらぬ寸法のSSTRが、総合熱効率約30%で、100万kWの電気出力を出せることを示した。
村上 義夫
表面科学の基礎と応用, p.900 - 909, 1991/00
表面科学・技術の応用の一つの例として、核融合炉壁材料について述べる。まず核融合炉第一壁の諸問題について概観し、次に現在行われている壁面の制御の具体例として、低Z(原子番号)材料の被覆、ベーキング・放電洗浄・エージング、及び洗浄表面の長時間維持について述べる。また壁の浸食やプラズマへの不純物混入の原因となる壁面のスパッタリングや、燃料となる水素同位体の壁面における吸蔵・脱離等が関係するリサイクリングについて最近の話題を紹介する。最後にこれらのプラズマ-壁相互作用の研究に使われている表面分析法について簡単に述べる。
相良 明男*; 鎌田 耕治*; 佐々木 貞吉; 馬場 祐治
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 44, p.373 - 376, 1990/00
被引用回数：4 パーセンタイル：53.84(Instruments & Instrumentation)Al-Li(3.46%)合金箔について325~435Cにおけるリチウムの蒸発速度(真空中)をNRA(核反応分析)法により求めた。NRAには
Li(P,
)
He反応を利用し、SSDにより放出粒子量を決定した。NRAのエネルギースペクトルからリチウム存在量のディプスプロファイルを求めたところ、表面0.2
m以内に著しいリチウム偏析が認められた。にもかかわらず、リチウム蒸発速度は元素状リチウム試料の場合に比し10
倍に低下した。なお、蒸発のさいの活性化エネルギーは1.3eVで、リチウム含有量より多いAl-Li合金及び元素状リチウムの場合とほぼ等しくなることがわかった。
村上 義夫; 阿部 哲也
J.Vac.Sci.Technol.,A, 5(4), p.2305 - 2310, 1987/04
核融合装置のプラズマ壁相互作用に関係する材料の研究開発は、プラズマ閉込めの研究を進展させるうえで解決しなければならない現在及び近い将来の問題を含んでいる。検討を要する主要な課題は、i)不純物放出と表面侵食、ii)水素同位体のリサイクリング、iii)高熱負荷への対応、iv)プラズマディスラプションは影響などである。原研における壁材開発と関連するプラズマ壁相互作用の研究は主に装置開発の立場から行われ、新しい材料・プロセスの開発と性能試験に重点が置かれた。JT-60ではTiC被覆モリブデン及び同インコネルタイルが使用され、初期のプラズマ実験で被膜の密着性のよいことが示された。TiC及びCのその場コーティング技術の開発も進めている。次期大型装置のためには強制冷却した壁コンポーネントの開発が必要である。主な技術課題は、核融合装置環境下で使用できるセラミック(黒鉛含む)材料の改良やセラミック-金属接合の開発などであろう。
佐々木 貞吉
表面科学, 7, p.422 - 423, 1986/00
1986年5月5日~5月9日、米国プリンストンで開催された標記の国際会議について、会議の概要を紹介すると共に、179編の報文の中から表面化学に関連する研究を取り上げ、主な成果を記した。
中村 和幸
JAERI-M 85-204, 7 Pages, 1985/12
モリブデン基板上に反応性蒸着法で被覆した種々の組成のTiC被膜の密着性を、赤外線で繰返し加熱して調べた。その結果、1に近い組成比の膜の密着性が最も優れていることがわかった。なお、反応性蒸着法はJT-60その場コーティングに適用されるTiCの被覆方法である。
中村 和幸
JAERI-M 85-089, 12 Pages, 1985/07
モリブデン基板上にCVD法および新しいプラズマCVD法によって被覆したTiC被膜の耐熱衝撃性を、2kw/cmの水素パルスビームを用いて調べた。その結果、いずれの被膜も基板のモリブデンが溶融するまで剥離せず、密着性が極めて良好であることを確認した。なお、本試験はJT-60第一壁低Z化計画の一環として行われたものである。
阿部 哲也; 村上 義夫; 小原 建治郎; 廣木 成治; 中村 和幸; 溝口 忠憲*; 土居 陽*; 稲川 幸之助*
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.754 - 759, 1985/00
被引用回数：16 パーセンタイル：85.03(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60ではリミタ・ライナ表面を(20m)TiCでコーティングすることが決定している。JT-60で、コーティングするモリブデン、インコネル625製ライナ・リミタの総数は約1万個である。モリブデン基材表面をTiCコーティングするためにはコーティング温度を再結晶化を防ぐため、950C以下にする必要がある。またインコネル625の場合は時効硬化を防ぐため600C以下にする必要がある。ここでは、以上のコーティング温度条件を満足し、かつJT-60運転条件からの種々の要求も満たすコーティング技術の開発過程およびその内容について報告する。
工藤 博司
Hot Atom Chemistry, p.501 - 511, 1984/00
ホットアトム化学の知識および実験法は、核融合炉研究開発の分野にも応用されている。プラズマー壁相互作用の研究並びにトリチウム増殖ブランケットの開発に関連したホットアトム化学研究の最近の成果を、総説としてまとめた。
曽根 和穂; 前野 勝樹; 大塚 英男; 山本 新; 阿部 哲也
JAERI-M 82-156, 17 Pages, 1982/11
本報告書は核融合実験炉(INTOR)の第一壁候補材料であるBe,C,SiC,TiCを中心にそのデータベースおよび問題点を検討したものである。本文は物理スパッタリング、化学スパッタリング、アーキング、水素およびヘリウムの吸蔵および放出、再付着物質特性についての検討を含んでいる。これらの考察は実験炉の不純物制御および第一壁工学にとって欠かせないものである。
中村 和幸
JAERI-M 82-026, 21 Pages, 1982/03
現在、臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、リミタ及びライナの表面に数十mの厚さで低Z材料を被覆することが検討されている。しかし、被膜は高温高密度のプラズマに直接さらされるため、プラズマから放出される粒子等によって種々の損傷を受ける。特にプラズマが異常放電した場合やNBIが対向面を直撃した場合には、数~数十kw/cmの熱負荷を受けることとなる。従って、その様な厳しい条件下での被膜の健全性を調べることは極めて重要である。そこで我々はNBI用イオン源テストスタンド(ITS-2)を用いた熱衝撃試験を、低Z材を被覆した試料について行った。試験を行った試料は、CVD法によって被覆したTiC及びTiNと、PVD法によって被覆したTiCである。熱衝撃試験の結果から、Moに被服した試料ではPVD法のTiNが、最も剥離しにくいことが判った。
田中 正俊*; 村上 義夫*
JAERI-M 8971, 350 Pages, 1980/08
「ダイバータ、第一壁材料及び不純物制御に関するワークショップ」が、昨年(1979年)11月の日米核融合調整委員会で決定された日米核融合協力計画に基づいて開催された。このワークショップは、科学技術庁が主催し、日本原子力研究所東海研究所において1980年3月17~20日に行われた。この会議録には、ワークショップに提出された論文、及び口頭、ポスター発表の要約が、議事日程、参加者名簿などとともにまとめてある。
仙石 盛夫; 安積 正史; 松本 泰夫*; 前田 彦祐; 下村 安夫
JAERI-M 7918, 62 Pages, 1978/10
リミタ材やダイバータの中性化板のセルフ・スパッタリングにより発生した不純物の挙動を、モンテ・カルロ法により解析するコードの開発を行なった。このコードをDIVAおよびJT-60に適用し、壁材不純物の増加しない条件から、境界プラズマの温度の上限を求めた。
五明 由夫*; 野村 真三; 福田 幸朔; 村岡 進; 中村 博雄
JAERI-M 6432, 100 Pages, 1976/03
臨界プラズマ試験装置(JT-60)の第1壁に適用するという立場で各種低原子番号材料を評価し、カーボン、シリコンカーバイドが有望な材料であることを示した。これらについて、粒子衝撃による不純物の発生、真空に関する性質、設計的課題、並びに材料の基礎的性質について調査検討した結果、定量的には実験的に評価する必要のあるものが多く残されていることが分かった。特に、微粉化の問題、科学的スパッタリング、放出ガス量等について基礎的に解明するとともに、設計的課題を進める中で必要な材料データを収集してゆく必要がある。
