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2005 Fiscal Year Annual Research Report

プラズマ対向壁の損耗/堆積とトリチウム蓄積

Research Project

Project/Area Number 17206092
Research InstitutionKyushu University

Principal Investigator

田辺 哲朗  九州大学, 総合理工学研究院, 教授 (00029331)

Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) 大宅 薫  徳島大学, 工学部, 教授 (10108855)
廣畑 優子  北海道大学, 大学院・工学研究科, 助教授 (00189896)
坂和 洋一  名古屋大学, 大学院・工学研究科, 助手 (70242881)
大矢 恭久  東京大学, アイソトープ総合センター, 助手 (80334291)
宮 直之  日本原子力研究開発機構, 那珂研究所, 室長 (60343901)
Keywordsプラズマ・壁相互作用 / プラズマ対向壁 / 炭素タイル / 損耗 / 蓄積 / 再堆積 / 水素リテンション / トリチウム
Research Abstract

日本原子力研究開発機構のプラズマ実験装置JT-60Uで重水素放電(DD放電)時に利用されたプラズマ対向炭素タイルでのプラズマ・壁相互作用を重点的に調べた。これまでに得られた結果は以下のようである。
(1)JT-60U内でD-D反応により生成された1MeVのトリチウム(T)の約半分は軌道損失およびリップル損失機構によりそのエネルギーを失うことなくタイル表面から1μm以上の深さに打ち込まれていた。特に第1壁水平位置、内外のダイバータ、内側バッフル板そしてドーム部に多く蓄積されていた。一方残りの半分はプラズマ温度まで熱化された後、プラズマ対向壁表面にいったんは蓄積されるものの、引き続く多量のDの入射により同位体置換されてしまう。このため、プラズマに面するタイル表面近傍にはトリチウムは存在していない。
(2)炭素再堆積層には作動ガスであるD(H)が多量に蓄積されており、その水素濃度は(H+D)/Cの原子比で0.03程度であった。この値は、これまでJETやTFTRで報告されている1.0〜0.4に比べて極めて小さい。これはJT-60Uが通常300℃で運転されており、放電中にタイル表面の温度がこれよりさらに上昇するからであると考えられる。
(3)ダイバータのポロイダル方向の再堆積・損耗分布を調べた結果、外側ダイバータに損耗(最大損耗深さ約70μm)され、内側ダイバータ部では炭素の再堆積層(最大230nm程度)が形成されていた。1997年から2002年に渡るJT-60Uダイバータ領域では内側ダイバータを中心に0.55kgの炭素が再堆積していたが、そのうち約60%は外側ダイバータ領域の損耗によるものであったので、残り約40%はその他の部分即ち第一壁のどこかが損耗していることが示唆された。この再堆積量0.55kgはJETに比べると非常に少ない。

  • Research Products

    (18 results)

All 2006 2005

All Journal Article (18 results) (of which Peer Reviewed: 1 results)

  • [Journal Article] On the possibility of ITER starting with full carbon2006

    • Author(s)
      T.Tanabe
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 139-147

    • Description
      「研究成果報告書概要(和文)」より
    • Peer Reviewed
  • [Journal Article] Critical heat flux loading experiments on CVD-W coating in the TEXTOR tokamak2006

    • Author(s)
      T.Hirai et al.
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 175-180

  • [Journal Article] Simulation of redeposition patterns of hydrocarbons released from carbon target in divertors2006

    • Author(s)
      K.Ohya et al.
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 205-210

  • [Journal Article] Dynamic erosion and deposition on carbon and tungsten due to simultaneous bombardment with deuterium and beryllium ions in palasma2006

    • Author(s)
      S.Ebisu et al.
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 253-258

  • [Journal Article] Hydrogen retention and depth profile in divertor tiles of Jt-60 exposed to hydrogen discharges2006

    • Author(s)
      A.Yoshikawa et al.
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 289-294

  • [Journal Article] Ablation of hydrogen-implanted graphite target using pulsed laser beam2006

    • Author(s)
      Y.Sakawa et al.
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 381-386

  • [Journal Article] Exposure of reduced activation feerritic steel F82H to TEXTOR plasma2006

    • Author(s)
      K.Tsuzuki et al.
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 81

      Pages: 925-929

  • [Journal Article] Hydrogen isotope distributions and retentions in the inner divertor tile of JT-60U2005

    • Author(s)
      Y.Oya et al.
    • Journal Title

      Fusion Engineering and Design 75-79

      Pages: 945-949

  • [Journal Article] Retention and depth profile of hydrogen isotopes in divertor tiles used in JT-60U2005

    • Author(s)
      Y.Hirohata et al.
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 48

      Pages: 557-560

  • [Journal Article] Detailed tritium distribution on the JET MK IIA divertor tiles2005

    • Author(s)
      K.Sugiyama et al.
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 48

      Pages: 573-576

  • [Journal Article] Tritium retention in the gap between the plasma-facing wall carbon tiles used in D-T discharge phase in JET and TFT2005

    • Author(s)
      T.Tanabe et al.
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 48

      Pages: 577-580

  • [Journal Article] Tritium release behavior from JT-60U vacuum vessel during air exposure phase and wall conditioning,2005

    • Author(s)
      K.Isobe et al.
    • Journal Title

      Fusion Science and Technology 48

      Pages: 302-305

  • [Journal Article] Hydrogen release behvior from graphite under pulsed laser irradiation2005

    • Author(s)
      T.Shibahara et al.
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 337-339

      Pages: 654-658

  • [Journal Article] Tritium distribution on plasma-facing tiles from ASDEX Upgrade2005

    • Author(s)
      K.Sugiyama et al.
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 337-339

      Pages: 634-638

  • [Journal Article] Hydrogen retention in divertor tiles used in JT-60 for hydrogen discharge period2005

    • Author(s)
      Y.Hirohata et al.
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 337-339

      Pages: 609-613

  • [Journal Article] Dynamic transition between erosion and deposition on a tungsten surface exposed to edge plasmas containing carbon impurities2005

    • Author(s)
      K.Ohya et al.
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 337-339

      Pages: 882-886

  • [Journal Article] Characterization of dust collected from NSTX and JT-60U2005

    • Author(s)
      J.Sharpe et al.
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 337-339

      Pages: 1000-1004

  • [Journal Article] Tritium retention and carbon deposition on plasma facing materials2005

    • Author(s)
      T.Tanabe
    • Journal Title

      Journal of Nuclear Materials 345

      Pages: 89-95

URL: 

Published: 2007-04-02   Modified: 2016-04-21  

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