| 研究課題/領域番号 |
21K13903
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| 研究種目 |
若手研究
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| 配分区分 | 基金 |
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| 審査区分 |
小区分14020:核融合学関連
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| 研究機関 | 核融合科学研究所 |
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研究代表者 |
小林 真 核融合科学研究所, 研究部, 助教 (50791258)
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| 研究期間 (年度) |
2021-04-01 – 2024-03-31
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| 研究課題ステータス |
完了 (2023年度)
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| 配分額 *注記 |
4,550千円 (直接経費: 3,500千円、間接経費: 1,050千円)
2023年度: 1,040千円 (直接経費: 800千円、間接経費: 240千円)
2022年度: 1,170千円 (直接経費: 900千円、間接経費: 270千円)
2021年度: 2,340千円 (直接経費: 1,800千円、間接経費: 540千円)
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| キーワード | 照射損傷 / 中性子 / 水素同位体 / 照射欠陥 / タングステン / トリチウム |
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| 研究開始時の研究の概要 |
核融合炉において、真空容器における燃料トリチウム滞留量の高精度評価は、炉システム設計や炉運転シナリオの決定、安全性評価のため重要である。そこで本研究では、核融合炉材料中の照射欠陥の移行現象と、この照射欠陥との相互作用を含むトリチウム移行現象を評価するプログラムを作成・結合させることで、炉運転に伴う炉内トリチウム滞留量変化の定量予測を行う。また、加速器などを用いて炉材料に照射欠陥を導入し、水素同位体滞留量、透過速度、脱離挙動等の測定を通し、上記プログラムの妥当性評価を行う。これにより確度の高い炉内トリチウム滞留量評価を可能とする。
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| 研究成果の概要 |
核融合炉環境下でのトリチウム蓄積量を評価するため、タングステン中の照射欠陥蓄積量を予測するコードを開発した。本コードでは欠陥集合体の様々な輸送過程を速度論解析すると共に、集合数に応じて変化する過程については経験的物理モデルを用いて評価している。
ベンチマーク試験として、6.4 MeV鉄イオン照射及び20 MeVタングステンイオン照射をタングステンに対して行った際の原子空孔密度を予測し、その予測値と、重水素ガス曝露試料中の重水素捕獲密度の実測値と比較した。その結果、予測された原子空孔密度分布と重水素密度分布の実測値と、これら両者の比率は、文献とよく一致し、これにより本コードの妥当性を確認した。
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| 研究成果の学術的意義や社会的意義 |
核融合炉真空容器には放射性物質であるトリチウムが蓄積し、真空喪失などの事故時に放出することが予測されるため、トリチウム蓄積量と正確に予測することで事故リスクの評価が初めて可能になる。本研究で開発した計算コードは核融合炉の運転に伴い劇的に変化するトリチウム蓄積量を定量評価可能とするものであるため、核融合炉の社会実装に大きく貢献できる成果と考える。
さらに、固体中の欠陥蓄積は原子炉材料や宇宙材料などとも共通の課題であり、それを精度よく予測できる技術は様々な波及効果もあり、学術的にも意義の大きい研究であると考えている。
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