| 研究課題/領域番号 |
19K21869
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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 |
室賀 健夫 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 教授 (60174322)
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| 研究分担者 |
浜地 志憲 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 助教 (60761070)
能登 裕之 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 助教 (50733739)
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| 研究期間 (年度) |
2019-06-28 – 2022-03-31
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| キーワード | プラズマ対向機器 / 高熱負荷試験 / 高温静水圧プレス / 再生利用 |
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| 研究実績の概要 |
本研究は、核融合炉における放射性廃棄物の排出を大幅に低減する目的で、最も頻繁に交換が必要な「ダイバータ」という受熱機器の、機能再生、再利用の見通しを明らかにすることを目的とする。熱負荷の結果形成した亀裂によって熱除去能力の劣化したプラズマ対向機器の回復、再生利用の見通しを得るため、試験体の設計製作、熱負荷試験と試験による除熱特性劣化の評価、加圧再生用の高温静水圧プレス（HIP）試験手法の開発、などを行う計画である。2019年度は低放射化フェライト鋼（JLF-1）とタングステン（W）をロウ付によって接合した平板試験体を、中間材なし、純鉄中間材、純銅中間材の条件で製作した。中間材なし、純鉄中間材の試験体では接合界面に平行な亀裂が見られたものの、純銅中間材を用いることで健全な接合が得られることが分かった。
また、実規模熱負荷試験に必要な実験環境整備に取り組んだ。熱負荷試験装置（ACT2）での熱負荷試験の環境を整備し、サイクル熱負荷試験の実施を可能とした。これを用い、熱電対でW、JLF-1部の温度を測定しながら、最大6 MW/m2のサイクル熱負荷実験を行った。純銅中間材試験体では顕著な熱抵抗は見られなかったが、亀裂の見られた中間材なし、純鉄中間材の試験体では、W部の過熱による温度上昇が見られ、亀裂による除熱性能劣化の影響を熱負荷試験中に検出できた。
HIP試験については、小型、中型封入キャプセルの設計、製作と利用を進め、高い稼働率を維持し、再生用試験の準備が整った。
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| 現在までの達成度 (区分) |
現在までの達成度 (区分)
1: 当初の計画以上に進展している
理由
当初計画では、初年度は、１．HIP再生処理が可能な形状の、接合界面を含むダイバータ試験体の設計、試作を行う。２．繰り返し熱負荷試験による試験体の熱除去機能の劣化の評価を進め、疲労損傷の進展過程とその効果を明らかにする。であり、３．ダイバータ試験体のHIP 再生処理法の開発を進める、は2年目の計画であった。しかし、1年目において、対象とするWと低放射化フェライト鋼（JLF-1）の接合試験体開発を進め、純銅中間材を用いることで良好な接合が可能であることを明らかした。これをベースに試験体製作を進めるとともに、実規模熱負荷試験に必要な実験環境整備に取り組み、高熱負荷試験装置（ACT2）の改良により、サイクル熱負荷試験を実施し、亀裂による除熱特性劣化を検出した。さらに次年度予定であった、HIP 再生処理技術開発の一環としてのキャプセル開発と利用も進める事が出来た。従って、当初の計画以上に進展したと判断される。
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| 今後の研究の推進方策 |
2020年度以降は、2019年度の進捗から得られた試験体製作の知見と、熱負荷試験の環境整備を踏まえ、製作した試験体に各熱負荷条件での高サイクル疲労試験を行い、疲労によって形成される亀裂の形成条件や亀裂の進展と熱除去能力の関係について評価を進める。HIP処理により修復する実験については、発生した欠損がタングステン表面に対し開放している場合には、HIP用カプセルに封入し、一方でタングステン表面に対し閉鎖している内部欠損の場合には、HIP用カプセルが必要ないためそのままの状態で、HIP処理に供し、その修復の程度を判断する。亀裂が回復した試験体については、再度の熱負荷試験を行ってその性能を調べ、回復法の高度化や最適化を進める予定である。
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