| Project/Area Number |
14J00839
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| Research Category |
Grant-in-Aid for JSPS Fellows
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| Allocation Type | Single-year Grants |
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| Section | 国内 |
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| Research Field |
Nuclear fusion studies
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| Research Institution | Osaka University |
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Principal Investigator |
大宅 諒 大阪大学, 工学研究科, 特別研究員(DC1)
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| Project Period (FY) |
2014-04-25 – 2017-03-31
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| Project Status |
Completed (Fiscal Year 2016)
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| Budget Amount *help |
¥2,800,000 (Direct Cost: ¥2,800,000)
Fiscal Year 2016: ¥900,000 (Direct Cost: ¥900,000)
Fiscal Year 2015: ¥900,000 (Direct Cost: ¥900,000)
Fiscal Year 2014: ¥1,000,000 (Direct Cost: ¥1,000,000)
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| Keywords | 核融合炉壁材料 / プラズマ壁相互作用 / タングステン / 中性子照射影響 / 水素同位体吸蔵 / 核融合炉材料 / 炉壁材料 / 熱負荷応答特性 |
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| Outline of Annual Research Achievements |
研究課題「中性子照射がタングステン中の水素同位体吸蔵に及ぼす影響の解明と新材料の開発」の達成のために、主にメカニズムの解明と材料評価を行った。具体的には、先進タングステン材料の水素同位体吸蔵特性とその中性子照射影響を調べる研究を行った。
先進タングステン材料として、TFGRタングステン（Toughened, Fine-Grained Recrystallized Tungsten）を使用し、その水素同位体吸蔵特性を調べる研究を行った。その結果、従来のタングステン材料と比べてTFGRタングステン中の水素同位体吸蔵量は多く、それは微細組織（微結晶性と添加物含有）が強い影響を与えていることが分かった。また、TMAP7コードにより、実験炉ITERで核融合炉壁材料にTFGRタングステンを使用した場合のトリチウム蓄積量を評価するシミュレーションも行った。その結果、純タングステンよりもトリチウム蓄積量は多いものの、安全制限値には及ばないことが分かった。
また、中性子照射影響を調べる実験も行った。本研究では、中性子照射を模擬するために、鉄イオン照射を行った。鉄イオン照射によりタングステン材料中の水素同位体吸蔵量は増加することが示され、材料内部の微視的欠陥の増加が影響していると考えられる。また、その吸蔵量の増加はTFGRタングステンの方が純タングステンよりも少ないことが示されたが、それはTFGRタングステンの微結晶性が微視的欠陥の形成を抑制しているからだと考えられる。このことから、TFGRタングステンを核融合炉壁材料として使用した場合、中性子照射によるトリチウム蓄積量の増大は大きな問題にならない可能性がある。
材料開発まで至らなかったが、本研究の成果から、中性子照射によるトリチウム吸蔵量の増加を抑えたタングステン材料として、TFGRタングステンは非常に優位な材料であることを示すことができた。
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| Research Progress Status |
28年度が最終年度であるため、記入しない。
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| Strategy for Future Research Activity |
28年度が最終年度であるため、記入しない。
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