| 研究領域 | 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開 |
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| 研究課題/領域番号 |
19055003
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| 研究機関 | 大阪大学 |
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研究代表者 |
上田 良夫 大阪大学, 大学院・工学研究科, 教授 (30193816)
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| 研究分担者 |
日野 友明 北海道大学, 大学院・工学研究科, 教授 (30109491)
大野 哲靖 名古屋大学, エコトピア科学研究所, 教授 (60203890)
高木 郁二 京都大学, 大学院・工学研究科, 教授 (20206717)
永田 晋二 東北大学, 金属材料研究所, 准教授 (40208012)
田辺 哲朗 九州大学, 総合理工学研究科, 教授 (00029331)
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| キーワード | 核融合炉 / トリチウム / プラズマ壁相互作用 / 照射損傷 / ダスト / スパッタリング / 再堆積 / トリチウム除去 |
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| 研究概要 |
核融合炉内のトリチウム蓄積量を精度良く評価し、許容量以下に制御することは、核融合炉において最も重要な課題の一つである。しかしながら、核融合炉壁環境は、複数のイオンや中性子が入射したり、壁材料がイオンやダストの状態で損耗堆積するなど、多くの複合的な影響が同時に起こる複雑環境であるため、このような環境における基礎データの蓄積と現象の理解、適切なモデリングが必要である。本計画研究ではこのような複雑環境におけるトリチウムの蓄積現象を解明するため、以下の5つのテーマについて研究を進めている。
○複数イオン照射環境下でのプラズマ材料相互作用の解明。炭素の堆積条件(温度依存性)と重水素蓄積量が明らかになった。重水素・ヘリウム同時照射により、タングステン中の水素吸蔵量が低減されることを明らかにした。
○照射損傷がトリチウム蓄積挙動に与える影響。高エネルギー水素イオンによる照射損傷により、1.4%/dpaの重水素蓄積場所の生成率が求めちれた。この結果からITERのトリチウム蓄積量を見積もると10年で約1桁大きくなった。
○ダストがトリチウム蓄積に与える影響。プラズマ中のダストの運動を調べる実験を行い、シミュレーションによる結果との対応を調べた。また、タングステンや炭素の新たなダスト形成メカニズムを示した。
○実機における壁材料の損耗・輸送・堆積現象の解明とそのトリチウム蓄積に与える影響。JT-60U装置において、タイルギャップやリモートエリアにおける炭素の堆積と重水素蓄積量を明らかにした。
○壁材料中のトリチウム除去に関する研究。希ガスによるグロー放電で、SUS中の水素同位体が効率的に除去できることを明らかにした。また、水素同位体交換による、トリチウム除去の可能性も示した。
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