2021 Fiscal Year Annual Research Report
核融合炉で使用後10年以内に再利用可能な低放射化バナジウム合金の試作開発
| Project/Area Number |
20H00144
|
|---|
| Research Institution | National Institute for Fusion Science |
|---|
Principal Investigator |
長坂 琢也 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 教授 (40311203)
|
|---|
| 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, ヘリカル研究部, 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, ヘリカル研究部, 助教 (50791258)
矢嶋 美幸 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 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, ヘリカル研究部, 助教 (80824747)
|
|---|
| Project Period (FY) |
2020-04-01 – 2025-03-31
|
| Keywords | 核融合炉ブランケット / 高純度化 / 照射効果 / 時効 / 腐食 |
|---|
| Outline of Annual Research Achievements |
バナジウム（V）の帯溶融精製においては、10年後の放射能に最も大きく影響する不純物Coの偏析係数を実験と数値解析で評価したところ、V中のそれは0.5～0.6であり、例えばFe中のCo（偏析係数0.9程度）より小さいために、大きな除去効率が期待できることが明らかとなった。現在の候補合金NIFS-HEAT-2のCo濃度0.7 mass ppmに比較して、本研究では0.01 mass ppmまで1/70の低減に成功したのはこの小さな偏析係数が要因となっている。これにより、工業的に応用可能な比較的簡易的な精製でも、核融合炉で使用後10年以下での再利用に必要なCo濃度目標値0.1 mass ppm以下まで低減できる見込みが得られた。
強度及び加速器イオン照射特性にもとづいて候補組成の絞込みを実施し、体積の大きな衝撃試験片を作製して中性子照射に供すべき組成としてV-4mass%Cr-4mass%Ti、V-6Cr-3Ti、V-8Cr-2Ti、V-10Cr-1Ti、V-12Cr-0.5Tiの5種類を選定し150 gの合金を作製した。
ベルギー材料試験炉BR-2での中性子照射計画の検討を行い、サブキャプセルの設計と装荷試料マトリクスを策定した。照射温度500℃においてV合金の酸化を避けるため、ステンレス製照射サブキャプセルに真空封入することとした。このとき、サブキャプセルの外側、すなわち格納されるキャプセル内にはHeガスが充填されるため、高温ではその圧力により座屈の可能性が生じる。座屈応力の解析と工作精度に関わる安全係数の検討により、サブキャプセルの壁厚を0.8 mmに設定した。
加速器イオン照射実験では、Ti濃度1 mass%の合金は0.5 dpa照射での照射硬化が他の合金より大きいことが示唆されていたが、この傾向は10 dpaにおいても認められた。詳細なメカニズムについては解析、検討中である。
|
| Current Status of Research Progress |
Current Status of Research Progress
3: Progress in research has been slightly delayed.
Reason
合金試作では原料となるVの高純度化において、放射化が問題となるCoの低減で顕著な成果があり、不純物制御に見通しが得られつつあるので順調に進展している。合金組成の絞り込みについても、強度とイオン照射効果から、中性子照射に供すべきものが明らかとなった。V合金の酸化対策のため新たに開発、製作する真空封入照射サブキャプセルについても設計が終了した。中性子照射実験はコロナ禍の影響による原子炉側の都合で遅れたが、2022年度には実施出来る見込みであり準備を進めている。
加速器イオン照射実験、プラズマ照射実験に関しては計画通りに研究が進展し比較的低照射量のデータ所得は実施済みで、最終段階の重照射試験（損傷量20 dpa超、フルエンス10^23 m^-2超）に移行している。放射化計算に関しても、核融合炉ブランケットにおけるリチウム同位体濃縮度等の放射化に及ぼす影響を検討するとともに、本研究試作合金の出発物質であるNIFS-HEAT-2における放射化分析を実施した。想定外の放射化不純物が含まれていないこと等が明らかとなり、全体として核融合炉で使用後10年以内にV合金を再利用できる見込みが得られつつある。
一方、腐食実験は装置整備に想定外に時間を要したため開始が遅れ、未だ100時間以下の短時間試験に留まっているので遅れている。
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。
|
| Strategy for Future Research Activity |
最も試料体積を要する中性子照射用を含め、本研究で使用する合金試作は大部分終了した。今後は研究の進捗に応じて不足する合金を追加試作する。不純物挙動を理解し、小規模試作で得られた高純度化技術を工業規模の製造に応用するためには、偏析係数（バナジウムの液相と固相との間の不純物の分配係数）等の物理パラメータが必要となる。これらのデータ取得のための基礎実験を継続する。
予算の制約及び比較的大きな照射体積の確保のため、当初2回予定していた中性子照射は1回に集約した。コロナ禍の影響により2021年度の実施はかなわなかったが、2022年度9月に試料をベルギー材料試験炉BR-2に輸送し、安全審査の後、年度内に照射温度500℃、0.1 dpa程度の中性子照射が実施できる見込みである。照射計画の遅れは残念ではあったが一方で、その間に非照射特性評価が進み合金組成の絞込みが進展し、より放射化不純物濃度の低いバナジウムも利用可能となったので、照射試料マトリクスはより洗練されたものとなった。
加速器イオン照射、プラズマ照射は順調であり、計画どおり重照射、高フルエンスの照射データ取得を進める。1回に集約した中性子照射を補完するために、加速器イオン照射実験回数を増やす。そのために、イオン加速器を有する京都大学エネルギー理工学研究所の藪内聖皓氏を研究分担者に追加した。遅れているリチウム腐食実験を挽回するために、既に実験装置を有し、実績もある九州大学の片山一成氏を研究分担者として追加した。これら体制の強化により、研究期間内に当初の目的を達成出来る見込みである。
研究会を実施してこれまでの成果のまとめを行い、国内外の学会で積極的に成果発表をする。
|
-
-
-
[Presentation] Purification and re-design of composition of low-activation vanadium alloys for early material recycling2021
Author(s)
Takuya Nagasaka, Teruya Tanaka, Jingjie Shen, Makoto Kobayashi, Kazuki Saito, Ken-ichi Fukumoto, Takeshi Toyama, Takamasa Sugawara, Ryuta Kasada, Yuji Yamauchi, Kiyohiro Yabuuchi, Seiji Sakurai, Kazuhiro Nomura, Hideo Yoshinaga
Organizer
20th International Conference on Fusion Reactor Materials
Int'l Joint Research
