| Project/Area Number |
20H00144
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| Research Category |
Grant-in-Aid for Scientific Research (A)
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| Allocation Type | Single-year Grants |
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| Section | 一般 |
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| Review Section |
Medium-sized Section 14:Plasma science and related fields
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| Research Institution | National Institute for Fusion Science |
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Principal Investigator |
長坂 琢也 核融合科学研究所, 研究部, 教授 (40311203)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
福元 謙一 福井大学, 附属国際原子力工学研究所, 教授 (30261506)
田中 照也 核融合科学研究所, 研究部, 准教授 (30353444)
外山 健 東北大学, 金属材料研究所, 准教授 (50510129)
小林 真 核融合科学研究所, 研究部, 助教 (50791258)
藪内 聖皓 京都大学, エネルギー理工学研究所, 助教 (70633460)
矢嶋 美幸 核融合科学研究所, 研究部, 助教 (70749085)
山内 有二 北海道大学, 工学研究院, 准教授 (80312388)
申 晶潔 核融合科学研究所, 研究部, 助教 (80824747)
片山 一成 九州大学, 総合理工学研究院, 准教授 (90380708)
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| Project Period (FY) |
2020-04-01 – 2025-03-31
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| Project Status |
Granted (Fiscal Year 2024)
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| Budget Amount *help |
¥44,850,000 (Direct Cost: ¥34,500,000、Indirect Cost: ¥10,350,000)
Fiscal Year 2024: ¥3,770,000 (Direct Cost: ¥2,900,000、Indirect Cost: ¥870,000)
Fiscal Year 2023: ¥5,720,000 (Direct Cost: ¥4,400,000、Indirect Cost: ¥1,320,000)
Fiscal Year 2022: ¥10,660,000 (Direct Cost: ¥8,200,000、Indirect Cost: ¥2,460,000)
Fiscal Year 2021: ¥12,350,000 (Direct Cost: ¥9,500,000、Indirect Cost: ¥2,850,000)
Fiscal Year 2020: ¥12,350,000 (Direct Cost: ¥9,500,000、Indirect Cost: ¥2,850,000)
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| Keywords | 核融合炉ブランケット / 高純度化 / 照射効果 / 析出 / 腐食 / 時効 |
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| Outline of Research at the Start |
核融合炉ブランケットは炉心プラズマに最も近い位置に設置されるため中性子による放射化が大きく、その重量も約1000トンと大きい。そのため低放射化材料が開発され、放射性廃棄物として処分するのではなく、使用後100年程度の冷却期間を経て再利用することが検討されてきた。これに対し申請者らは、バナジウム合金を用いこれを10年以下にすることを最終目標としている。そのために、候補合金の試作と各種特性評価を行って最適組成を見出すとともに、核融合炉で材料を循環・再利用するためのシナリオを示す。
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| Outline of Annual Research Achievements |
これまでに実施した高純度Vの真空電子ビーム溶解精製、及び帯溶融精製における放射化不純物の挙動を解析するため、前者においては溶湯表面の気相と溶湯内液相、後者では帯溶融部分の固相－液相境界における分配をそれぞれ真空精製係数、偏析係数として定量化し、鉄鋼の精錬における係数と比較した。その結果、10年後の放射能に最も大きく影響する不純物Coについて、Fe-Co系よりもV-Co系のほうが除去が容易であることを熱力学的な考察からも示唆された。これまでの高純度化研究の成果を国内外の学会で発表したほか、論文として出版した。その他、合金組成の絞り込みのために実施してきたプラズマ照射、表面相互採用及び、水素透過の研究についても解析をすすめ国際会での発表と論文執筆、投稿をした。本研究で試作した合金に対する、ベルギー材料試験炉BR-2での中性子照射を終了した。照射温度、照射量はそれぞれ500℃、0.1 dpaである。照射試料は、これまでの研究にもとづいて、材料特性を保ちつつ、放射化の大きい合金元素Tiの濃度を低下させた候補組成5種類の合金が中心ではあるが、Cr、Tiの効果を系統的に明らかにするため、候補組成のみではなく、V-(4～12) mass%Cr-(0～4) mass%Tiの広範囲の組成の試料を照射キャプセルに組み込んだ。キャプセル解体、日本への試料の輸送、そして照射後試験を令和6年度中に予定している。中性子照射を補うための加速器イオン照射については、2.4 MeV, Cuイオンを用い、中性子照射と同じ500℃で、15 dpaまで実施した。V-4 mass%Cr-4 mass%Ti合金とV-10 mass%Cr-1 mass%Tiを比較し、Tiを1 mass%に低下させても照射損傷組織に大きな変化がないことを確認した。令和6年度は照射硬化の解析と、さらに高照射量の加速器イオン照射を実施する。
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| Current Status of Research Progress |
Current Status of Research Progress
3: Progress in research has been slightly delayed.
Reason
核融合炉で使用後10年以内に再利用するための放射化不純物レベルについて、金属バナジウムの段階では達成し、精製過程での不純物挙動解析からその制御の見通しは得られたが、合金化の段階で混入する不純物の制御が未だ完全では無く、まだ追加的な合金試作が必要である。中性子照射については予定どおり完了し、かつそれを補う加速器イオン照射のデータが高照射量で得られたのでこれまでの遅れは挽回できた。
遅れていた液体リチウム腐食実験については、装置整備と、当初問題となった雰囲気からの窒素不純物混入への対策が完了し、本格的な実験を開始できたが、合金元素の効果に関する議論ができるところまではまだ十分なデータが得られていない。
以上、大部分のテーマは順調に進んでいるものの、リチウム腐食実験で予定どおり進んでいないところがあるため、総合的にはやや遅れていると判断した。
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| Strategy for Future Research Activity |
合金の追加試作については、雰囲気からの不純物汚染を遮断する溶解炉冶具を製作、使用することで、合金のさらなる放射化不純物低減を試みる。中性子照射については、照射キャプセルの解体と日本への試料輸送を実施し、合金組成の絞り込みで最も重要な照射硬化、脆化の評価のため衝撃試験を最優先で実施する。加えて、中性子照射を補完するために、加速器イオン照射実験を追加実施する。既往研究にもとづくとバナジウム合金の照射硬化やボイド形成が飽和するのは30 dpa程度なので、そのレベルの照射でTi濃度を低下させても影響が出ないかどうかを確認するとともに、照射誘起析出があればその影響とメカニズムを評価する。遅れているリチウム腐食実験については、これまでに他の特性試験結果で候補組成を絞り込んでいるので、それらの評価に集中することで実験回数を絞り挽回できる見込みである。
計画最終年度である令和6年度はこれまでの成果を統合し、使用後10年以内の再利用だけでなく、それで可能となる核融合炉の運用そのものの変革について検討する。成果については、国内外の学会、学術雑誌で積極的に発表をする。
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