研究課題
核融合実用炉液体ブランケット材の二つの有力候補であるLi-Pb共融合金とFlibeあるいはFlinabeフッ化物溶融塩の流動状態における水素同位体透過と気体 ー液体接触物質移動の挙動は、ブランケットからのトリチウム回収の観点、逆に熱交換器系からのトリチウム漏洩を予測し阻止する観点から重要な課題である。本研究では、Li-Pb強制対流流動装置を前年度（H25年度）までに製作し、H26年度は、不活性ガス気泡吹き込み状態で重水素を吸収させ、Li-Pb強制対流から耐熱性で耐腐食性の高いインコネル625(Ni-Cr-Mo-Fe)合金壁を透過する重水素量をLi-Pb温度、LI-Pb流量の函数としてまとめた。この研究は実施の困難さから従来なし得なかった状態の実験で、流動条件の気液物質移動や水素透過率への影響が明らかになり、成果はスペインで開催されたSOFT2014等で口頭発表した。もう一つのブランケット候補材であるFlibeあるいはその融点が100oC以上も低いFlinabeについても、耐腐食性が高いモネル400 (Ni-Cu-Al-Fe)合金を通過する水素透過率を温度の函数として求め、LiF+NaF+KF+BeF2のいずれか二つあるいは三成分を含むFlibe, Fnabe, Flinak, Flinabeの４種類の組成の異なる溶融塩の水素透過率と気液間物質移動の速度を求め、組成依存性を明らかにし、各構成成分組成の効果を求めた。この結果、複雑な多成分系の溶融塩でも任意組成の水素同位体透過率や気液間物質移動の評価が可能になり、結果を同様に国際トリチウムシンポジウム等で発表し、英語論文にも公表している。
2: おおむね順調に進展している
現在までに本科学研究費の費用でLi-Pb流動ループ、Flibe溶融塩の流動ループを完成させ、350-600oCの対象とする温度領域で水素透過率データーと気泡と液間の水素移行速度データーを採取する事ができ、また透過率の流動条件への依存性が当初の期待の通り無次元整理式で表す事ができた。成果は、本実績報告書に示す様に多くの査読付き英語論文にまとめる事ができ、また国際学会で発表することができ、世界の多くの研究者と議論する事ができた。将来の核融合実用炉で採用される可能性の高い液体ブランケットの最有力候補材であるLi-Pb共融合金あるいはフッ化物溶融塩の放射性トリチウムの移行挙動を明らかにでき、核融合炉安全性の確立に寄与する事ができた。融点が260oC前後あるいは460oC近くのLi-Pb共融合金やFlibe溶融塩を実験室で安全に取扱い、実験データーを正確に得る事はかなり難しく、また実験器具取扱の習熟にも時間がかかる。これらの溶融材料は空気中で取り扱う事はできないので、不活性ガスグローブボックス内で慎重に取り扱って始めてなし得る。研究者間の協調した働きによりおおむね当初の実験計画を順調に進める事ができたが、今後も大学内の実験を正確に行うため、協力し合い実行して行きたい。
平成27年度は本基盤研究遂行の最終年度であり、前年度までに完成させたLi-Pb共融合金とFlibe溶融塩の流動ループを350-600oCの広い温度範囲、ブランケットで想定される流動化速度、水素同位体濃度域で操作し、成果を求める。大学の実験室で行える実験規模は限られているが、今後データーを無次元整理し、実装置に展開できる様に、水素同位体透過率と不活性ガスへの脱離物質移動速度を評価し、研究成果を取りまとめ、H27年度に開催される国際核融合炉工学学会ISFNTを始めとしていくつか開催される国際学会やワークショップで発表するとともに国内の学会で成果発表する。成果を英語論文にまとめ、広く公表する。１点当初予定していた計画で、放射性同位元素トリチウムを使った透過回収実験の実施が遅れた。これは大学内の既設放射性同位元素実験室の閉鎖と新規移設のため、約１年間実験室使用ができずにいたからであるが、この点に関しては、H27年度に伊都キャンパスへの実験室移設が完了する予定であり、実験準備が整い次第トリチウム実験を進める予定である。
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