核融合炉水素化物遮蔽ブロックの水素保持特性評価および特性向上・長寿命化の研究

2015 年度 研究成果報告書

• 研究課題/領域番号: 25289344
• 研究種目: 基盤研究(B)
• 配分区分: 一部基金
• 応募区分: 一般
• 研究分野: 核融合学
• 研究機関: 核融合科学研究所
• 研究代表者: 田中 照也 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 准教授 (30353444)
• 研究分担者: 相良 明男 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 教授 (20187058) ; 菱沼 良光 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 准教授 (00322529) ; 近藤 正聡 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 助教 (70435519) ; 吉野 正人 名古屋大学, 工学研究科, 助教 (10397466) ; 坂上 裕之 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 助教 (40250112) ; 牟田 浩明 大阪大学, 工学研究科, 助教 (60362670) ; 田村 仁 核融合科学研究所, ヘリカル研究部, 准教授 (20236756)
• 研究期間 (年度): 2013-04-01 – 2016-03-31
• キーワード: 水素化物 / 中性子遮蔽 / 粉末プレス / 重量密度 / 熱伝導 / ZrH2 / TiH2

研究成果の概要

市販のZrH2、TiH2粉末を用いて、CIP（低温等方プレス）によるブロック体試作を行い（約2.5x2.5x2.5cm3等、398MPa）、各々、理論密度に対して80%、85%の相対密度を得た。また、銅メッキを施したTiH2粉末に対する両軸プレス試料では、水素化物の実効密度が約95%相当と評価され、高密度化に有効である可能性を見出した。核融合炉の事故時における水素保持特性を調べるために、原料粉末の高真空、Ar、He+H2、空気中における昇温脱離データを取得し、核融合炉内における有効な配置方法とともに、使用形態、雰囲気制御の提案を行った。特にZrH2では、酸化に伴う水素放出温度の低下が著しい。

自由記述の分野

核融合中性子工学・機能材料