| Project/Area Number |
17H01367
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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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| Research Field |
Nuclear fusion studies
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| Research Institution | Osaka University |
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Principal Investigator |
Ueda Yoshio 大阪大学, 工学研究科, 教授 (30193816)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
菊池 祐介 兵庫県立大学, 工学研究科, 准教授 (00433326)
帆足 英二 大阪大学, 工学研究科, 准教授 (40520698)
仲野 友英 国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構, 那珂核融合研究所 先進プラズマ研究部, 上席研究員(定常) (50354593)
沖田 隆文 大阪大学, 工学研究科, 助教 (50772183)
古河 裕之 公益財団法人レーザー技術総合研究所, 理論・シミュレーションチーム, 研究員 (70222271)
伊庭野 健造 大阪大学, 工学研究科, 助教 (80647470)
Lee HeunTae 大阪大学, 工学研究科, 講師 (90643297)
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| Project Period (FY) |
2017-04-01 – 2021-03-31
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| Project Status |
Completed (Fiscal Year 2020)
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| Budget Amount *help |
¥44,590,000 (Direct Cost: ¥34,300,000、Indirect Cost: ¥10,290,000)
Fiscal Year 2020: ¥3,510,000 (Direct Cost: ¥2,700,000、Indirect Cost: ¥810,000)
Fiscal Year 2019: ¥3,120,000 (Direct Cost: ¥2,400,000、Indirect Cost: ¥720,000)
Fiscal Year 2018: ¥16,120,000 (Direct Cost: ¥12,400,000、Indirect Cost: ¥3,720,000)
Fiscal Year 2017: ¥21,840,000 (Direct Cost: ¥16,800,000、Indirect Cost: ¥5,040,000)
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| Keywords | プラズマ・壁相互作用 / 液体金属 / 強磁場 / 蒸気遮蔽効果 / タングステン / 高磁場 |
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| Outline of Final Research Achievements |
In this project, W melt layer behavior including melting, solidification, and particle ejection was studied under high magnetic field up to 5 T simulating magnetic confinement fusion reactor conditions (ex. ITER). W melting was performed by a ND/YAG laser developed for welding purpose with pulse length up to 5 ms and controllability of pulse shape (flat square, triangle, etc.) . We clarified the effects of surface coating layers, particle ejection and erosion by melting, and the effects of high magnetic field on melt layer behavior. We also made vapor-shielding simulations with newly developed PIC based codes to estimate heat flux reduction and associated erosion reduction of W and Be walls for ITER and DEMO.
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| Academic Significance and Societal Importance of the Research Achievements |
磁場閉込め核融合装置のタングステン（W）壁は、プラズマ崩壊による高熱負荷を受けると表面が溶融し、粒子放出に伴う異常損耗、及び脆弱な凝固層の形成が起こる。この現象の正しい理解と、それに基づく許容熱負荷や材料寿命の評価は、核融合炉実現のために不可欠である。このためには高熱負荷で溶融した液体金属とプラズマの相互作用と、金属蒸気がプラズマを冷却して熱負荷を低減する蒸気遮蔽現象の理解が必要である。本研究では、強磁場中での基礎過程の解明を実験・シミュレーションの密接な連携のもとで進め、核融合炉(ITER等)におけるプラズマ対向材料の高熱負荷影響の評価を行い、核融合炉の実現に資する成果を得た。
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