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J-GLOBAL ID:202102253890865210   整理番号:21A0162675

重水素プラズマ曝露316L ITER鋼における水素透過と保持【JST・京大機械翻訳】

Hydrogen permeation and retention in deuterium plasma exposed 316L ITER steel
著者 (6件):
資料名:
巻: 25  ページ: Null  発行年: 2020年 
JST資料番号: W3044A  ISSN: 2352-1791  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: オランダ (NLD)  言語: 英語 (EN)
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核融合炉壁材料における燃料透過および保持は,ITERにおけるプラズマ操作および安全理由にとって重要な問題である。オーステナイトステンレス鋼316L(N)-IGは,ITERの第一壁部品の構造材料として使用される。重水素透過と保持に対する重水素プラズマ曝露の影響を調べた。研磨した316L(N)-IG鋼試料を200eVのイオンエネルギーおよび2つの異なるフルエンスで曝露した重水素プラズマとした。その後,重水素ガス駆動透過と熱脱着分光法測定を行った。非曝露試料に対する曝露試料の比較により,プラズマ曝露による表面粗さは,試料を通る重水素透過に顕著な影響を持たないと結論した。熱脱着分光分析の最初の結果は,保持された重水素の主な放出が600°Cと900°Cの間であり,放出温度がプラズマフルエンスを増加させることによって増加することを示した。Copyright 2021 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】
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, 【Automatic Indexing@JST】
分類 (2件):
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核融合装置  ,  固体-プラズマ相互作用 
タイトルに関連する用語 (4件):
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