2010 Fiscal Year Annual Research Report
| Project Area | Tritium Science and Technology for Fusion Reactor |
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| Project/Area Number |
19055004
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| Research Institution | Osaka University |
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Principal Investigator |
上田 良夫 大阪大学, 工学研究科, 教授 (30193816)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
大宅 薫 徳島大学, ソシオテクノサイエンス研究部, 教授 (10108855)
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| Keywords | 核融合炉 / トリチウム / 核融合炉壁材料 / プラズマ壁相互作用 |
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| Research Abstract |
本調整班の今年度の活動は、研究会の開催(3回)、及び総括班主催の若手研究会への協力、及びA01班、及びA02班の研究の円滑な遂行のための密接な情報交換である。1回目の研究会(6月25日)では、核融合炉の壁材料の最有力候補であるタングステンの最近の研究成果や今後の研究の進め方について、極限重層科学研究グループと合同で議論を行なった。ITERでタングステンを使用するための課題やダイバータ開発研究を概観した後、タングステンのヘリウムプラズマ影響やパルス熱負荷影響について、最近の研究成果の発表と議論を行なった。ダイバータにタングステンを適用するためには、表面損傷の形成メカニズムの解明とその材料健全性やトリチウム蓄積に与える影響を正しく評価する必要があることが認識された。2回目の研究会(7月21日)では、核融合炉材料のリテンションをテーマとして、タングステン中の水素同位体挙動、炉内トリチウム蓄積量評価、及び中性子照射損傷評価に関して発表と議論を行なった。タングステンの水素同位体挙動はまだ明らかでないことが多くあり、表面の影響、入射粒子の析出による欠陥形成、あるいはそれに伴う歪み場の影響など、今後まだ多くの課題が残されている。3回目の研究会(11月17日-18日)では、原型炉開発におけるプラズマ対向材料やプラズマ対向機器の研究開発の現状と今後の課題について議論を行なった。特にダイバータの冷却方式(水冷却、ガス冷却)がダイバータ設計や特性に与える影響について、研究の現状把握と議論が行なった。トリチウムの挙動についても、冷却材の違いが大きく影響を及ぼすことが認識された。
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