| Project/Area Number |
24KJ1183
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| Research Category |
Grant-in-Aid for JSPS Fellows
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| Allocation Type | Multi-year Fund |
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| Section | 国内 |
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| Review Section |
Basic Section 14020:Nuclear fusion-related
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| Research Institution | University of Toyama |
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Principal Investigator |
松本 あずさ 富山大学, 学術研究部理学系, 特別研究員(DC2)
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| Project Period (FY) |
2024-04-23 – 2026-03-31
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| Project Status |
Granted (Fiscal Year 2024)
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| Budget Amount *help |
¥1,600,000 (Direct Cost: ¥1,600,000)
Fiscal Year 2025: ¥800,000 (Direct Cost: ¥800,000)
Fiscal Year 2024: ¥800,000 (Direct Cost: ¥800,000)
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| Outline of Research at the Start |
核融合炉では水素の放射性同位体であるトリチウム(T)の漏洩防止が必要である．そのため，高温高圧配管からのT透過漏洩を抑制する技術，および炉心から取り出される使用済み材料中に溶解しているTを材料廃棄前に回収する技術を確立しなければならない．本研究では，この目的を軽水素(H)とTの同位体交換の制御により達成することを目指す．高温高圧水環境下でのT透過は，配管材料の酸化腐食によるHTガス発生や材料中に溶解しているHとHTO中のTの同位体交換を制御することで抑制する．炉心材料に関しては，機器が炉内に設置されている状態でHまたは重水素(D)プラズマに曝露し，同位体交換によりTを除去することを目指す．
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