2020年秋の大会

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VI. 核融合工学 » 601-2 核融合炉材料工学(炉材料,ブランケット,照射挙動)

[3N08-13] プラズマ対向材料

2020年9月18日(金) 14:45 〜 16:25 N会場 (Zoomルーム14)

座長:向井 啓祐(京大)

14:45 〜 15:00

[3N08] 高温・高照射量で中性子照射されたタングステンの水素同位体吸蔵特性

*大宅 諒1、Shimada Masashi2、 Chase N. Taylor2、小林 真3、信太 祐二4、山内 有二4、孫 飛5、大矢 恭久5、上田 良夫6、波多野 雄治7 (1. 九大、2. アイダホ国立研究所、3. 核融合研、4. 北大、5. 静岡大、6. 阪大、7. 富山大)

キーワード:タングステン、中性子照射、水素同位体吸蔵

プラズマ対向壁であるタングステン(W)は、核融合炉運転中に中性子の照射を受ける。これまで、日米科学技術協力事業(TITAN, PHENIX, FRONTIER)において、中性子照射によりW中の水素同位体吸蔵量が増加することが報告されている。本研究では、ITERダイバータ環境を想定した条件として、高い照射量かつ1000K以上の高温での中性子照射を行い、その条件がW中の水素同位体吸蔵特性に与える影響を調べた。
 本研究では、オークリッジ国立研究所の高中性子束同位体生産炉HFIRにおいて、熱中性子遮蔽環境下で、照射量0.3~0.7dpa、試料温度900K/1050K/1300Kで中性子照射を行った。中性子照射後のW試料について、アイダホ国立研究所のトリチウムプラズマ曝露装置(TPE)にて870Kで重水素(D)プラズマ曝露を行い、その後昇温脱離分析(TDS)によって、W試料中のD吸蔵量を測定した。その結果、D吸蔵量は900K照射試料が最も大きく、1050Kで減少し、1300Kでは1050Kと同程度であった。