Suppression of radiation-induced point defects by rhenium and osmium interstitials in tungsten

鈴土 知明; 長谷川 晃*

Scientific Reports (Internet), 6, p.36738_1 - 36738_6, 2016/11

https://doi.org/10.1038/srep36738

照射耐性が強い材料を開発することは原子力材料への応用にとって重要であり、そのため照射欠陥の発達モデルを構築することが望まれている。我々は第一原理計算とキネティックモンテカルロ法を応用して、ある種の溶質元素をタングステンに添加することにより格子間原子の移動次元を変化させて照射効果を軽減するメカニズムを示すことに成功した。自己格子間原子が1次元運動するすべての体心立法格子の金属にこのメカニズムをあてはめることができるため、ここで得られた結果は原子力材料に使われる照射耐性の合金を計算科学によって探索するための一つのガイドラインとなりうる。

New conceptual design of a test module assembly for tritium permeation experiment

大平 茂; Luo, G.; 中村 博文; 洲 亘; 喜多村 和憲*; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.621 - 624, 2005/07

https://doi.org/10.13182/FST05-A1002

本報告では、プラズマ対向機器における現実的なトリチウム透過を模擬し、トリチウム透過量評価のためのモデル及び計算コードを検証するためのトリチウム透過試験体の新しい概念設計を示す。試験体は、TPLに設置されたITERのダイバータの照射条件(100eV以下の粒子エネルギー及び、高粒子束(1e+22/m/s))とほぼ等価の水素同位体プラズマビームを生成できるプラズマイオン源を使用する実証試験のために設計されている。試験体は、高粒子束のプラズマビームにさらされるプラズマ対向材が銅ヒートシンク上に接合されている多層構造のターゲットモジュールを備えており、銅のヒートシンクには加圧された冷却材(水)が閉じ込められている。予備実験のための試験体が製作され、繰り返し照射条件における接合部の熱的及び機械的挙動を確証するための電子ビーム照射試験が行われた。熱負荷試験後に、接合部に有意な欠陥等は観察されず、使用条件下における構造健全性が確認された。また、予備実験用試験体を用いTSTAで最初のトリチウムプラズマ照射試験を実施し、透過トリチウムの測定プロセスが確立された。中性子あるいは高エネルギーイオンビーム照射により欠陥等を模擬するターゲットモジュールを使用することについても考察する。

核反応分析を用いたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体分布測定

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫

プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.296 - 301, 2005/04

http://ci.nii.ac.jp/naid/110006281931

核融合炉におけるプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体挙動は燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においては安全管理のうえでも同様に重要である。原研FNSでは、核反応分析法を用いて、DD放電で使用されたJT-60Uプラズマ対向壁の分析を試み、ミクロンオーダーでの重水素分布及び、DD反応で生成されたトリチウム分布を明らかにしてきた。本研究では、DT放電で使用されたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の元素深さ分布を測定し、トリチウムの挙動を明らかにすることを目的とした。分析した試料は、TFTR内側リミッタに使用されていた炭素繊維複合材タイルの一部を切り出したものである。核反応分析の結果、重水素とリチウムが一様に分布している一方で、トリチウムは深さ0.5mにピークを持つ分布を示すことがわかった。燃焼法によって報告されたバルクでの平均トリチウム密度と比較すると、タイル表面近傍にはトリチウムが1桁多く保持されていた。DD放電で使用したJT-60のタイルの場合、トリチウムは1.5mより深い場所に蓄積しているのに対し、 DT放電で使用したTFTRのタイルでは表面近くに蓄積しており、低エネルギーのトリチウムがおもに寄与していることを示している。

核融合装置内の水素同位体を追う

正木 圭

日本原子力学会誌, 46(12), p.834 - 837, 2004/12

http://ci.nii.ac.jp/naid/10013704958

JT-60UのW型ダイバータ及び第一壁タイル内に残留したトリチウムをイメージングプレート法及び燃焼法により測定した。両者の測定結果は良い一致を示し、ドーム頂部で最もトリチウム濃度が高く、運転時の表面温度が高いダイバータ部では低い値を示した。タイル表面の堆積層の厚さを、走査型電子顕微鏡による断面観察により測定した結果、トリチウム分布と堆積層との相関は認められなかった。DD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失を、軌道追跡モンテカルロコードで計算した結果、計算結果とイメージングプレート法及び燃焼法によるトリチウム分布の測定結果はよく一致した。また、計算結果と燃焼法測定結果との比較から、ダイバータターゲットタイルに取込まれたトリチウムは、タイル表面の温度上昇により放出されたことがわかった。これらのことから、JT-60Uのダイバータ及び第一壁タイルのトリチウム分布は、DD反応で生成される高エネルギートリトンのトロイダル磁場リップルによる損失を反映し、生成時のエネルギーが損失されずに壁に深く入射されたことを示している。さらに、ダイバータターゲットにおいては、タイル表面温度上昇の影響を受けた結果、トリチウムが放出されたことがわかった。

核融合炉第一壁の健全性

栗原 良一

JAERI-Tech 2004-052, 39 Pages, 2004/07

JAERI-Tech-2004-052.pdf:2.1MB

核融合動力炉の設計において、コンパクトな炉で高い核融合出力を達成しようとすれば、プラズマから第一壁やダイバータ板上に数MW/mの熱流束と高速中性子束が作用する。その場合、第一壁表面や材料中に微小き裂が発生する可能性は十分考えられる。微小き裂が疲労やクリープなどによって有意な寸法のき裂に成長した場合、第一壁の構造健全性は非常に低くなる。第一壁内をき裂が貫通すれば、核融合炉の安全性を脅かす要因の一つになりうる。本報では、このような使用環境にさらされるフェライト鋼またはSiC/SiC複合材料で製造した核融合炉第一壁が抱える構造健全性上の課題を整理した。

粗さ計による段差測定手法の開発

八木澤 博; 新井 貴; 後藤 純孝*; 神永 敦嗣; 宮 直之

KEK Proceedings 2003-16 (CD-ROM), 4 Pages, 2004/02

実験運転後のプラズマ対向壁(タイル)表面に発生する損耗や堆積層の寸法測定を目的として、粗さ計(センサとアンプ)とフライス盤を用いたm単位の測定手法の開発を行った。開発にあたっては表面に溝を付けたタイル製作の実施,粗さ計の選定及び実測,測定時の手法検討、及び適用性確認試験として高精度三次元測定計によるデータの比較と測定結果の再現性の確認までを実施した。基本的な測定方法としてはタイル表面と溝面の段差について2台の粗さ計を用いて、その差分を確認し、実験運転前後の当該箇所の差分を比較することにより損耗と堆積層の寸法を明確にするものである。今回の試験では運転前のタイルのみを対象とした。試験結果から絶対値の測定では三次元計測計との差が大きく、問題点を再度吟味する必要があることがわかった。しかし、再現性試験では、毎回の誤差が1m未満であり、実験運転後のデータと比較を行う相対値評価では粗さ計とフライス盤を組合せた測定手法の適用性が十分高いという見通しを得た。

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/2/015

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

Mechanical properties of HIP bonded W and Cu-alloys joint for plasma facing components

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01169-8

現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。

Tritium decontamination of TFTR D-T plasma facing components using ultra violet laser

洲 亘; 川久保 幸雄*; 大平 茂; 大矢 恭久; 林 巧; 中村 博文; 岩井 保則; 西 正孝; Gentile, C. A.*; Skinner, C. H.*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.690 - 694, 2002/05

核融合炉内で高濃度トリチウム汚染した機器の効率的な表面トリチウム除去方法を開発することを目的として、紫外線レーザー照射法の有効性を検証する実験を行った。試料として、TFTR D-Tプラズマ燃焼実験で実際にトリチウム汚染したプラズマ対向機器を用いた。紫外線レーザー(ArF,193nm,200mJ,25ns/pulse,1~20Hz)による照射試験を実施し、照射前後の表面トリチウム濃度及び照射中のトリチウム除去速度を測定した。照射開始約30秒後にトリチウム除去速度は最大となった。また、照射後の表面と濃度は照射前のそれと比較して顕著に減少した。今回の試験により紫外線レーザー照射が表面トリチウムの迅速な除去に有効であるとの結論を得た。

Thermal cycle experiments of neutron-irradiated CFC/Cu mock-ups

佐藤 和義; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 河村 弘; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 秋場 真人

Physica Scripta, T91, p.113 - 116, 2001/07

https://doi.org/10.1238/Physica.Topical.091a00113

2種類のアーマ材からなるダイバータ模擬試験体を中性子照射して高熱負荷試験を実施し、アーマ材の影響を調べた。試験体は、1次元及び2次元の炭素繊維強化炭素複合(CFC)アーマ材とアルミナ分散強化銅製冷却構造体からなり、無酸素銅の中間層を介して銀ろうで接合した構造である。試験体の照射温度は280~320、照射損傷量0.3~0.5dpaである。本試験体をITER定常熱負荷条件を模擬した5MW/mで10s間の加熱を実施した結果、照射量0.43dpaの1次元材及び2次元CFC材の表面温度は、それぞれ650及び1200に達し、未照射材より高くなった。これ、CFC材の熱伝導率が中性子照射によって低下したためであるが、その低下する割合は1次元及び2次元とも同程度であった。また、1000回の熱サイクル試験を実施した結果、接合部の剥離等は認められなかった。