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プラズマ対向壁におけるプラズマ駆動水素透過機構の解明とその水素同位体効果

研究課題

研究課題/領域番号 20H01885
研究種目

基盤研究(B)

配分区分補助金
応募区分一般
審査区分 小区分14020:核融合学関連
研究機関静岡大学

研究代表者

大矢 恭久  静岡大学, 理学部, 准教授 (80334291)

研究分担者 芦川 直子  核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 准教授 (00353441)
染谷 洋二  国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構, 六ヶ所研究所 核融合炉システム研究開発部, 主幹研究員 (20589345)
波多野 雄治  富山大学, 学術研究部理学系, 教授 (80218487)
研究期間 (年度) 2020-04-01 – 2023-03-31
研究課題ステータス 完了 (2022年度)
配分額 *注記
17,420千円 (直接経費: 13,400千円、間接経費: 4,020千円)
2022年度: 4,160千円 (直接経費: 3,200千円、間接経費: 960千円)
2021年度: 6,110千円 (直接経費: 4,700千円、間接経費: 1,410千円)
2020年度: 7,150千円 (直接経費: 5,500千円、間接経費: 1,650千円)
キーワードプラズマ駆動透過 / 同位体効果 / 水素同位体移行 / プラズマ対向壁 / プラズマ対向材
研究開始時の研究の概要

核融合炉プラズマ対向材料タングステンから真空容器を跨ぐ核融合炉システムにおいて、燃料となるトリチウムを含む水素同位体(H,D,T)の移行挙動に関連する物理定数(透過係数、溶解度等)を、水素同位体の存在比を考慮して明らかにするとともに、その水素同位体効果を解明する。
原型炉プラズマ対向材へはプラズマ側からTとDが入射するとともに冷却水から流入するHの移行も想定されるため、双方向の水素同位体移行挙動やその物理定数について水素同位体を考慮して明らかにする。これらを活用し、精度の高い水素同位体移行シミュレーションを構築し、種々の環境での水素同位体移行評価を行う。

研究成果の概要

プラズマ対向壁におけるプラズマ駆動透過に及ぼす水素同位体移行挙動について水素同位体を考慮して明らかにした。非照射タングステンでは800K以下の低温では高い水素同位体効果が見られ、H:Dの透過フラックス比が2:1になるが、900Kを越える高温ではH:D透過フラックスはほぼ1:1になった。一方、中性子照射タングステンでは低温での透過フラックスはH:D=3:2程度になり、高温でも大きな変化が見られなかったことから、照射欠陥が水素同位体透過に影響を及ぼしていると考えられる。一方、非照射タングステンにHe混合プラズマを照射した場合にはHe非混合プラズマ照射と比較して、同位体効果に大きな違いはなかった。

研究成果の学術的意義や社会的意義

核融合炉プラズマ対向壁での水素同位体透過に及ぼす水素同位体効果について明らかにしてきた。低温では水素透過に大きな同位体効果があることが明らかになり、実際の核融合炉でDTプラズマ燃焼の際には壁温度や照射損傷により水素同位体ごとの透過フラックスが変化することから、核融合炉燃料透過制御シミュレーションに必要な知見を得ることができた。

報告書

(4件)
  • 2022 実績報告書   研究成果報告書 ( PDF )
  • 2021 実績報告書
  • 2020 実績報告書
  • 研究成果

    (23件)

すべて 2023 2022 2021 2020 その他

すべて 国際共同研究 (5件) 雑誌論文 (5件) (うち国際共著 3件、 査読あり 5件) 学会発表 (12件) (うち国際学会 9件、 招待講演 1件) 備考 (1件)

  • [国際共同研究] アイダホ国立研究所/サンディア国立研究所(米国)

    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
  • [国際共同研究] 合肥工業大学(中国)

    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
  • [国際共同研究] アイダホ国立研究所/サンディア国立研究所/オークリッジ国立研究所(米国)

    • 関連する報告書
      2021 実績報告書
  • [国際共同研究] 合肥工業大学(中国)

    • 関連する報告書
      2021 実績報告書
  • [国際共同研究] Idaho National Laboratory/Sandia National Laboratories/Oak Ridge National Laboratory(米国)

    • 関連する報告書
      2020 実績報告書
  • [雑誌論文] Effect of He seeding on hydrogen isotope permeation in tungsten by H-D mixed plasma exposure2023

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oyaa, Kyosuke Ashizawa, Fei Sun, Shiori Hirata, Naoko Ashikawa, Yoji Someya, Yuji Hatano, Robert Kolasinski, Chase N. Taylor, Masashi Shimada
    • 雑誌名

      Fusion Engineering and Design

      巻: 194 ページ: 113722-113722

    • DOI

      10.1016/j.fusengdes.2023.113722

    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
    • 査読あり / 国際共著
  • [雑誌論文] 核融合プラズマ対向材の残留トリチウム測定法2023

    • 著者名/発表者名
      菊地絃太、芦川直子、鳥養祐二
    • 雑誌名

      プラズマ・核融合学会誌

      巻: 99(6)

    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
    • 査読あり
  • [雑誌論文] Deuterium recombination coefficient on tungsten surface determined by plasma driven permeation2020

    • 著者名/発表者名
      Mingzhong Zhao, Shota Yamazaki, Takuro Wada, Ayaka Koike, Fei Sun, Naoko Ashikawa, Yoji Someya, Tetsu Mieno, Yasuhisa Oya
    • 雑誌名

      Fusion Engineering and Design

      巻: 160 号: 3 ページ: 111853-111853

    • DOI

      10.1080/15361055.2019.1705727

    • 関連する報告書
      2020 実績報告書
    • 査読あり
  • [雑誌論文] D retention and depth profile behavior for single crystal tungsten with high temperature neutron irradiation2020

    • 著者名/発表者名
      Y. Oya, F. Sun, Y. Yamauchi, Y. Nobuta, M. Shimada, C.N. Taylor, W.R. Wampler, M. Nakata, L.M. Garrison, and Y. Hatano
    • 雑誌名

      Journal of Nuclear Materials

      巻: 539 ページ: 152323-152323

    • DOI

      10.1016/j.jnucmat.2020.152323

    • 関連する報告書
      2020 実績報告書
    • 査読あり / 国際共著
  • [雑誌論文] Modeling and simulation for surface helium effect on hydrogen isotopes diffusion and trapping/detrapping behavior in plasma facing materials2020

    • 著者名/発表者名
      F. Sun, X.C. Li, L. Zhang, M. Nakata, M. Zhao, T. Wada, S. Yamazaki, A. Koike, Y. Oya
    • 雑誌名

      Journal of Nuclear Materials

      巻: 537 ページ: 152227-152227

    • DOI

      10.1016/j.jnucmat.2020.152227

    • 関連する報告書
      2020 実績報告書
    • 査読あり / 国際共著
  • [学会発表] Temperature dependence on D retention for damaged W-10%Re alloy2022

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oya, Nao Inozume, Shiori Hirata, Naoaki Yoshida, Tatsuya Hinoki, Kiyohiro Yabuuchi
    • 学会等名
      16th International Workshop on Hydrogen Isotopes in Fusion Reactor materials
    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] Thermal annealing effect on D retention for damaged W-10%Re alloy2022

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oyaa, Nao Inozume, Shiori Hirata, Naoaki Yoshida, Tatsuya Hinoki, Kiyohiro Yabuuchi
    • 学会等名
      Nuclear Material Conference 2022
    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] Hydrogen isotope effect on plasma driven permeation for neutron damaged W2022

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oya, Kyosuke Ashizawa, Shiori Hirata, Fei Sun, Naoko Ashikawa, Masashi Shimada, Chase N. Taylor, Robert Kolasinski, Lauren Garrison, Yuji Hatano, Yoji Someya
    • 学会等名
      13th International Conference on Tritium Science and Technology
    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] プラズマ駆動水素同位体透過に及ぼすタングステン中の照射損傷影響2022

    • 著者名/発表者名
      大矢 恭久,芦沢 京祐,平田 詩織,三福寺 旭 ,齋藤永 ,星野柚香 ,芦川 直子,染谷 洋二,波多野 雄治,島田 雅,Chase N. Taylor, Robert Kolasinski, 外山健
    • 学会等名
      第14回核融合エネルギー連合講演会
    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
  • [学会発表] タングステン中における水素同位体輸送に及ぼすヘリウムの役割2022

    • 著者名/発表者名
      大矢恭久、孫飛、平田詩織、芦川直子、檜木達也、 波多野雄治
    • 学会等名
      日本放射化学会第66回討論会
    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
  • [学会発表] 中性子照射タングステンを用いた水素同位体混合プラズマ照射におけるプラズマ駆動透過2022

    • 著者名/発表者名
      大矢 恭久,芦沢 京祐,平田 詩織,芦川 直子,染谷 洋二,波多野 雄治, 島田 雅,Chase N. Taylor, Robert Kolasinski
    • 学会等名
      日本原子力学会 2022年春の年会
    • 関連する報告書
      2022 実績報告書
  • [学会発表] Effect of irradiation damages and He existence on hydrogen isotope plasma driven permeation for W2021

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oya
    • 学会等名
      AAPPS-DPP2021
    • 関連する報告書
      2021 実績報告書
    • 国際学会 / 招待講演
  • [学会発表] Permeation characteristics of hydrogen isotope in tungsten under H-D mixed plasma irradiation2021

    • 著者名/発表者名
      Kyosuke Ashizawa
    • 学会等名
      ICFRM-20
    • 関連する報告書
      2021 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] HYDROGEN ISOTOPE RETENTION AND PERMEATION BEHAVIOR FOR DAMAGED TUNGSTEN UNDER H/D MIXED PLASMA EXPOSURE AND THEIR HE EFFECT2021

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oya
    • 学会等名
      ICFRM-20
    • 関連する報告書
      2021 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] Deuterium gas driven permeation behaviour for W-10%Re alloy2021

    • 著者名/発表者名
      Yuki Koyama
    • 学会等名
      PFMC-18
    • 関連する報告書
      2021 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] Effect of deuterium-helium mixed plasma exposure on hydrogen isotopes retention in damaged tungsten2020

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oya
    • 学会等名
      Nuclear Materials Conference 2020
    • 関連する報告書
      2020 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] Influence of He and/or irradiation defects on the plasma driven permeation behavior in tungsten material2020

    • 著者名/発表者名
      Yasuhisa Oya
    • 学会等名
      3rd Asia-Pacific Symposium on Tritium Science
    • 関連する報告書
      2020 実績報告書
    • 国際学会
  • [備考] 大矢研究室

    • URL

      http://fusion.sci.shizuoka.ac.jp

    • 関連する報告書
      2020 実績報告書

URL: 

公開日: 2020-04-28   更新日: 2024-01-30  

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