東北大学

中性子照射Wのバルク深部における水素同位体交換およびトリチウム除去への応用

代表 波多野 雄治

将来のエネルギー源として期待される核融合炉では、高融点金属であるタングステンで覆われた真空容器の内部で、水素の同位体である重水素と三重水素を反応させる。タングステンに三重水素の一部が入射すると、結晶中の格子欠陥に強く捕捉され、内部に滞留する。三重水素は希少な資源であり、かつ放射性同位体であるため、この滞留量を極力小さい値に保つ必要がある。そこで本研究では、中性子照射により格子欠陥を導入した試料を用い、捕捉されている三重水素を他の水素同位体と置換（同位体交換）することで脱離させることを試みる。小型プラズマ装置を用いた同位体交換実験と詳細な分析を通して、脱離速度を記述するモデルを構築する。

低価数タングステンイオンの輝線探索で拓く核融合炉周辺プラズマの不純物制御の新展開

代表 西村 涼汰

タングステンはITERや原型炉プラズマに存在する主要な不純物の1種であり、高い放射パワーが核融合反応を阻害すると考えられているため、不純物制御が重要なテーマとなっている。タングステンはイオン価数毎に異なる放射をし、中でも最外殻電子が 4f 軌道にある 20価前後の低価数イオンスペクトルは複雑な構造であるため参照可能なデータが乏しい。本研究では、低価数タングステンイオンのスペクトルの同定を行い、核融合プラズマ診断へ適用することを目的とする。

分子活性化再結合による粒子バランスの解明で目指すダイバータ熱負荷の完全制御

代表 吉村 渓冴

ダイバータの熱負荷を低減するために形成される非接触ダイバータにおいて、体積再結合が重要な役割を担っている。本研究ではイオン交換を起点とした分子活性化再結合(IC-MAR)に着目し、東北大学のDT-ALPHA装置を用いてIC-MARが強く進行するプラズマを生成する。プラズマパラメータの計測だけでなく、分光計測と衝突・輻射解析を組み合わせて水素原子・分子の密度計測を試みる。得られたパラメータを用いて、IC-MARプラズマ中の粒子生成・消滅バランスを定量的に明らかにする。

制約のない磁場配位が可能な分割型高温超伝導マグネットにおける接合現象の多角的理解

代表 伊藤 悟

磁場閉じ込め核融合炉において制約のない磁場配位設計を可能とする三次元形状・配置の超伝導マグネットを実現する先進構想として、組立・分解を可能とする分割型高温超伝導マグネットを提案している。申請者らは当該構想のためにREBCO高温超伝導線材・導体をインジウムを用いて接合する技術を研究開発している。本研究は、1) 接合界面金属間化合物の形成制御法確立と、界面金属間化合物が接合の電気・機械特性へ与える長期影響評価、2) REBCO高温超伝導線材内部の層間抵抗の測定法高度化、層間抵抗発生因子の解明、およびその制御・修復法の確立、を通して当該接合技術の信頼性を高め、当該構想の実現に資するものである。

核融合炉設計の高度化を目指した非接触プラズマにおけるエネルギー分布のゆがみの解明

代表 加賀谷 重考

非接触プラズマ全体を網羅的に計測できる革新的な計測システムを新たに構築し, 未だ計測例がほとんどない, 非接触プラズマにおける電子・イオンのエネルギー分布形状を詳細に計測する. これにより, プラズマの非接触化と電子・イオンのエネルギー分布形状のゆがみの関連性およびその重要性を解き明かす. 得られた結果と, 非接触プラズマを対象とした流体シミュレーションコードとの比較を通し, 従来のダイバータシミュレーションモデルの検証および物理モデルの高度化を図り, ダイバータ熱制御・予測性能の発展に貢献する.

タングステン中の格子欠陥と水素同位体の動的相互作用およびトリチウム挙動への影響

代表 波多野 雄治

核融合炉の炉心を構成する材料（タングステン）は、水素のプラズマにさらされると同時に、核融合反応で発生する高エネルギー中性子の照射を受けます。中性子の照射を受けると、結晶格子中の本来原子があるべき位置に原子が存在しない「空孔」やその集合体等の「格子欠陥」が導入され、徐々に性能が劣化していく恐れがあります。また、プラズマからタングステン中に溶け込んだ水素は、これら照射欠陥と結合することがわかっています。本研究では、世界で初めて水素が存在する環境下で中性子照射したタングステン中の格子欠陥の密度や大きさ、および水素蓄積量を詳細に調べ、核融合炉環境下での照射欠陥と水素の挙動を明らかにします。

励起分子から始まるプラズマ消滅特性の解明とダイバータ熱制御シナリオ高度化への挑戦

代表 高橋 宏幸

東北大学の高周波プラズマ装置DT-ALPHAにて水素MARによる非接触プラズマを生成する．本研究では特にIC-MAR反応に着目する．電子，イオン，水素分子の振動・回転分布など，MARに関連する複数のパラメータを計測するための環境を構築する．水素MARプラズマの計測と衝突・輻射コードによる解析を通してIC-MARが強く進行するプラズマ内部の粒子生成・消滅バランスを明らかにする．高強度かつ高エネルギーの水素イオンビームを生成する環境を構築する．水素非接触プラズマに対するビーム入射実験を行い，高エネルギーイオンの衝突によってIC-MARの反応率がどのように変化するかを定量的に明らかにする．

核融合炉からのトリチウム放出抑制に関わる材料科学的研究

代表 松本 あずさ

核融合炉では水素の放射性同位体であるトリチウム(T)の漏洩防止が必要である．そのため，高温高圧配管からのT透過漏洩を抑制する技術，および炉心から取り出される使用済み材料中に溶解しているTを材料廃棄前に回収する技術を確立しなければならない．本研究では，この目的を軽水素(H)とTの同位体交換の制御により達成することを目指す．高温高圧水環境下でのT透過は，配管材料の酸化腐食によるHTガス発生や材料中に溶解しているHとHTO中のTの同位体交換を制御することで抑制する．炉心材料に関しては，機器が炉内に設置されている状態でHまたは重水素(D)プラズマに曝露し，同位体交換によりTを除去することを目指す．

消えゆくプラズマの空間構造と電子エネルギー分布の歪みとの関わり

代表 高橋 宏幸

非接触プラズマ(消えゆくプラズマ)中の電子温度は磁力線に沿って単調減少するという理解が一般的であるが、再結合フロント下流で電子温度が増加する兆候が放電形態・プラズマ診断手法・放電ガスを問わずに観測されている。このような結果は様々な装置で見られているが、そのメカニズムの理解には至っていない。再結合フロントでは熱化した電子のうち低エネルギーの電子が優先的に枯渇するため、電子エネルギー分布に歪みが生じうる。本研究は静電プローブ計測、分光計測および衝突・輻射モデルを駆使して電子エネルギー分布の歪みと消えゆくプラズマの空間構造との関わりを、特に電子温度に焦点をあてて明らかにする試みである。

電子サイクロトロン電流駆動の非線形効果を用いた核融合炉の電流駆動効率改善への挑戦

代表 清野 智大

トカマク型核融合炉では、プラズマ中を流れる電流の生成(電流駆動)が必要不可欠である。電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)は電流駆動手法の一つであり、ミリ波帯の高周波を入射することで電流駆動を行なう。ECCDは他手法と比較して工学的な利点を持つが、電流駆動効率が低いという課題がある。本研究では入射波による電子の速度分布関数の変形に着目し、(1)入射条件の最適化、(2)高パワー入射、および(3)複数入射波による多段階加速によって電流駆動を担う高エネルギー電子を増大させ、ECCDの電流駆動効率を改善することを目的とする。

高強度レーザー照射グラフェンにおける異常イオン加速機構の解明

代表 KUMAR HARIHARA SUDHAN

The interaction of a high intensity laser with an ultra-thin (few nm thin) graphene target generates extremely energetic ions. Ions with such high energies have not been observed before in any other materials and the mechanism behind this energetic ion generating property of graphene remains unknown even with the help of conventional electromagnetic (EM) simulations. Hence, a new simulation method is proposed where atomic physics is combined with the conventional EM simulation by numerical schemes. This new method is expected to clarify the mechanism of energetic ion generation from graphene.

Electromechanical response evaluation of REBCO CC and their joints under shear, compression and temperature conditions for enhancing segmented magnet manufacture of advanced fusion reactors

代表 Aparicio Luis

ITER不純物輸送研究のための極めて価数の高いタングステンイオンの発光線探索

代表 大石 鉄太郎

ITERのプラズマ中心部等高電子温度のプラズマ中に分布し放射損失の担い手になると考えられる，極めて価数の高いタングステンイオンの空間分布計測手法を確立する．具体的には，核融合科学研究所の大型ヘリカル装置LHDで極端紫外分光を用いて，高電離タングステンイオンの発光波長同定と空間分布計測を行う．電子密度及び電子温度の空間分布とタングステン不純物輸送の関係を調べ，不純物蓄積を抑制する条件を探索する．

実験室プラズマで解き明かす非接触ダイバータの構造形成過程と非定常ダイナミクス

代表 高橋 宏幸

本研究はプラズマプロセスやプラズマ推進の分野で広く利用されている高周波プラズマ源をダイバータプラズマ研究に応用するものである。(1)高周波プラズマに特有である単一マックスェル分布から逸脱した電子の生成、(2)波動加熱を利用する事によるイオン温度計測の容易化、および(3)体積再結合プラズマに対するイオンビームの重畳を行う事で実環境のダイバータに近い環境を実験室プラズマ内に作り出し、非接触ダイバータの構造形成過程における粒子・エネルギーバランスや体積再結合反応率に対して高エネルギーイオン衝突が及ぼす影響を実験的に調査するものである。

照射環境における分割型高温超伝導マグネットの接合特性詳細分析と保全シナリオ構築

代表 伊藤 悟

核融合炉の巨大で複雑な超伝導マグネットの製作課題を解決する先進設計案として、組立・分解を可能とする分割型高温超伝導マグネットを提案している。本研究では、1) 強磁場・照射環境を踏まえた接合特性詳細分析、2) 強磁場用超伝導センサー製作とクエンチ検出特性影響因子の解明、3) 放射化計算に基づく分割型高温超伝導マグネット保全シナリオ検討、を通して、強磁場・照射特性を踏まえた分割型高温超伝導マグネットの建設・運用・保全シナリオの構築を行う。

プラント事故耐性を有する高靱性タングステン積層複合材料の創生と室温延性への挑戦

代表 野上 修平

結晶粒微細化W合金とWフォイルラミネートの利点を融合し、さらにCr添加により耐酸化性を付与した耐酸化性結晶粒微細化W合金ラミネートの開発を実施した。開発した結晶粒微細化W合金は耐酸化性を示したものの、Cr添加により硬さが高くなっていることから、延性を調整することができないことが明らかとなった。よって、Cr添加した場合に目標達成は困難であると判断した。一方、Crの低減や製造条件の調整により特性改善の見通しが得られたとともに、高硬度かつ低延性の材料を基材として延性を有するWラミネートが実現可能であることも明らかになったため、さらなる研究を実施することで、当初目的が達成可能性あるとの見通しを得た。

核融合用WおよびW合金の高温変形・動的再結晶挙動の解明

代表 Park Minha

核融合炉で非常に高い熱流束にさらされるプラズマ対向材料機器用の材料のWはダイバータなどの主要部の材料として現在最も有力は材料として注目されている。しかし、Wは体心立方金属であることから低温での低温脆性破壊や高温での再結晶脆化によって機械的特性が劣化するという課題がある。これを改善するために高温環境や照射環境下における動的再結晶挙動や変形メカニズムに関する体系的・定量的研究は依然として不足している。本研究では、Wおよびその合金を対象に、高温・照射環境下での動的再結晶挙動を解明し、微細組織と機械的特性の定量的相関を明らかにすることで、動的再結晶に基づく変形メカニズムを解明することを目的とする。

Creation of a novel Cu powder mechanical alloying technology for the mass-production of ODS-Cu alloys for fusion reactor divertors

代表 余 浩

The purpose of the research is to create a novel short-time mechanical alloying (MA) technology for the mass-production of ODS-Cu alloys. The introduction methods of Y and O and the MA time on improving the performance of the ODS-Cu will be investigated. This study focused on solving the key problem that the Cu powders are difficult to be mechanical alloyed via traditional MA methods, which can facilitate the practical application of ODS-Cu alloys as heat sink materials of the divertors of future fusion reactors.

世界最強レベルの高速中性子場を使ったダイバータ用材料の耐照射性検証技術の開発

代表 長谷川 晃

発電を目指した核融合炉の建設には、炉の長期安定運転に不可欠なプラズマからの不純物排気装置であるダイバータ用に開発されたタングステン材料の発電炉レベルの温度や、はじき出し損傷を生ずる中性子照射環境下における耐照射性のデータが不可欠である。本研究では高速実験炉の常陽を使って、常陽ではこれまでに経験のない高い温度条件範囲で10dpa程度の重照射が安全に実施可能なキャプセル設計や製作を行う。26年度以降に計画されている常陽の再稼働時には、これまでの研究で開発されてきた耐照射性が期待される新しいタングステン合金の評価を、本研究で開発・製作した照射キャプセルで行えるように準備する。

照射脆化耐性を向上する析出相強靭化法の開発とローカルアプローチによるモデル化

代表 笠田 竜太

核融合炉に用いられるフェライト系鉄鋼材料の照射脆化耐性の向上のために、微量添加元素による析出物の強靭化という冶金学的方法論の妥当性と、析出物の強度・破壊靭性が鉄鋼材料全体の破壊靭性に及ぼす影響について、超微小試験技術を用いた析出物単体の力学特性評価と、破壊力学におけるローカルアプローチの観点から明らかにする。これまでに代表者らが超微小試験技術によって見出した鋼中炭化物単体の合金元素置換による強靭化現象を他の析出物に応用するとともに照射材に展開し、これまで未解明だった鉄鋼材料の照射脆化耐性発現機構を明らかにしようとする研究である。

核融合炉ダイバータ材ブレージング接合界面での照射欠陥を伴う熱的三次元組織変化解析

代表 嶋田 雄介

核融合炉ダイバータは耐照射性や除熱性といった機能性をもつ金属バルクをブレージング接合した構造体であるが、その界面は実機環境において高い照射および温度影響下にさらされることから、複雑な組織変化を起こすことが予想される。本研究では、将来的な材料組織学に基づいたダイバータの寿命予測への基礎とすべく、照射欠陥を導入したブレージング接合界面における熱的な組織変化の現象解明を試みる。最終的には界面における照射欠陥を伴う熱的組織変化のナノスケール追跡により異種金属接合材への照射効果を材料組織学的に追求・解明することを目的としている。

自由境界プラズマに対する非線形拡張MHDシミュレーション技法の構築

代表 廣田 真

磁気流体力学(MHD)は磁場閉じ込め核融合プラズマや宇宙プラズマの巨視的なスケールの現象を理解するために広く用いられている。しかし、プラズマが真空領域と接しているような自由境界問題、あるいはプラズマ密度がほぼゼロである領域を含む問題は現実に数多く存在するが、数値計算でMHD方程式を解くのが技術的に困難とされる。本研究ではMHD方程式において無視されている微視的スケールの物理(二流体効果)を取り入れた拡張MHD方程式を解くことにより、このような真空中のプラズマの運動を適切にシミュレーションをする技法を構築する。