J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.3 (2020)１
２９‐１３０

プロジェクトレビュー

日米科学技術協力事業 PHENIX 計画‐６年間の成果と次期計画‐
Japan-US Joint Research Project PHENIX-Accomplishments of 6 Years
Project and the Next Program-

１．PHENIX 計画の概要
1. Overview of PHENIX Project
上 田 良 夫，波 多 野 雄 治１），横 峯 健 彦２），檜 木 達 也２），長 谷 川 晃３），大 矢 恭 久４），室 賀 健 夫５）
UEDA Yoshio, HATANO Yuji１）, YOKOMINE Takehiko２）, HINOKI Tatsuya２）, HASEGAWA Akira３）,
OYA Yasuhisa４）and MUROGA Takeo５）
大阪大学，１）富山大学，２）京都大学，３）東北大学，４）静岡大学，５）核融合科学研究所（原稿受付：２０
２
０年１月７日）１．
１ はじめにスとし，原型炉ダイバータを視野に入れた研究として，高国際熱核融合実験炉 ITER では高熱・粒子負荷を受ける

温での照射影響評価（〜１
１００℃），熱中性子を低減した照ダイバータのプラズマ対向材料としてタングステンを使用

射，及び様々な種類のタングステン系材料の照射影響評価

し，除熱のための冷却材としては水が用いられる．また，を新たな研究課題と位置づける．

その後の原型炉でも，現在の設計ではタングステンプラズ

プラズマ対向材料としてのタングステンは高熱負荷を受マ対向材料と水冷却が主案となっている．しかしながら，けることから，その温度条件が広い（５００℃〜１２００℃（Heタングステンは基本的には脆性材料であり，特に核融合炉

冷却の場合））ため，この範囲での温度依存性を評価する

では中性子照射脆化の評価が不可欠であるが，そのためのことが重要である．また，原子炉のような熱中性子が多い

研究は十分ではない．また，中性子照射によりタングステ

環境では，中性子吸収に伴う元素変換（タングステン→レン中に照射欠陥が形成されるが，これはトリチウムの捕捉

ニウム→オスミウム，等）が早く進み，熱中性子の少ない

サイトとなるため，核融合炉環境下ではタングステンはト

核融合炉環境でのタングステン照射影響とは異なることがリチウム滞留量が大きくなるという懸念がある．したがっ知られており［１］，照射時の熱中性子遮蔽が必要である．

て，中性子照射されたタングステン系材料の熱機械特性や具体的には，タングステン中に生成されたレニウムは高温

トリチウム滞留量を正しく評価し，その結果に基づいてプ（５００〜８００℃）での照射環境下では析出物を形成する．一方

ラズマ対向材料として望ましいタングステン系材料の開発

で，核融合炉環境のようにレニウムへの核変換量が少ない

や，プラズマ対向機器設計を行うことが，核融合炉の実現場合，この程度の照射量ではボイドが主となる照射欠陥がには不可欠である．

形成される．このように，タングステンの照射影響は中性

これまでに欧州では，主に ITER を意識し，機器の特性

子のエネルギースペクトルに大きく影響されるため，タン試験という観点から研究が行われた．しかしながら，このグステン系材料の正しい照射影響評価のためには，核融合研究では，耐久性評価が主目的であり，詳細な組織・物性

炉環境に近い中性子エネルギースペクトルを持つ照射環境の変化は明らかになっていない．一方，日本では長谷川らが必要である．さらに，タングステンプラズマ対向機器ののグループが中心となって，タングステン系材料の照射に設計において，様々なタングステン系材料について照射をよる物性変化について，国内外の原子炉を利用して研究を行い，適切な材料選択を行うことも必要である．PHENIX

進めてきている［１，
２］．PHENIX ではこれらの研究をベー

計画ではこれらの要請に応えて研究を進め，タングステン

Grad. Sch. Eng. Osaka Univ. Suita, OSAKA 565-0871, Japancorresponding author’s e-mail: yueda@eei.eng.osaka-u.ac.jp

１２９!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020の照射影響に対する標準的なデータベースの作成を行うと６年間にわたって行われた PHENIX 計画について，各タスとともに，照射影響に関する総合的な知見を得ることを目クの主要な研究成果を紹介するとともに，PHENIX 計画の的とする．

後継計画として，２０１９年度より開始された FRONTIER 計
画の概要を紹介する．

また，原型炉から商用炉を視野に入れた場合は，より安全性を高めるために，核融合炉環境でも放射化せず，化学

まず第２章では，欧州で開発が行われた Finger Module

的反応性もないヘリウムガスを利用した冷却系の利用が望というヘリウム冷却ダイバータをベースとして，ヘリウム

まれる．またヘリウムガスを用いると冷却媒体温度を水よガスの温度を高温化した場合の除熱特性を調べた結果を示

り高く設定でき，高い発電効率を実現できる可能性があし，さらに形状を変化させたModuleについて，特性が改善る．しかしながら，ヘリウムガス冷却を用いた場合は水冷することを示している．
第３章では，タングステン系材料の中性子照射実験結果

却に比べて冷却能が低く，効率的な冷却方法の開発が望まについて，照射した材料，照射方法，照射材の機械的特性

れている．
日米科学技術協力の枠組みで行われている PHENIX 計の変化について，説明している．特に，カリウム添加材及画は，これらのタングステンプラズマ対向機器開発におけびタングステンレニウム合金材について，温度条件によるる課題に対し，新しい知見を得て，原型炉から商用炉を見が，延性の改善が見られた結果を示している．

据えたプラズマ対向機器開発に大きな貢献をすることを目

第４章では，タングステン照射材のトリチウム滞留と透的としている．PHENIX 計画は３つのタスクから構成さ

過挙動及び，プラズマ中のヘリウムの影響について調べた

れ，それぞれのタスクが相互に協力して研究を進める．以

結果を示している．その結果，特に高温環境下では，強い下で各タスクの概要を説明する．

捕捉サイトの存在可能性が示唆され，重水素プラズマにヘリウムが混入することにより非照射材と同様に滞留量が大１．
２ 各タスクの概要

幅に減少した結果を示している．

タスク１では，ヘリウム冷却における熱伝達現象についそして，最後に第５章で FRONTIER 計画について説明て，特にダイバータ環境下での高温条件での基礎的な理解している．

を深め，その結果をもとに新しいヘリウム冷却ダイバータ

１．
４ 今後の展開の設計を行うことを目的としている．具体的には，ジョージア工科大学（GIT）の高温ヘリウムガスループを用い

PHENIX 計画は，タングステンの照射影響に対して新たて，４００℃程度以上でのヘリウム衝突噴流による熱伝達特な知見を与えるとともに，今後核融合原型炉でタングステ性の研究とモデリングを行う．さらに，プラズマアークランを利用する際の有用なデータベースを提供する．さらにンプ（PAL）を用いて，中性子照射タングステン系材料のは，ヘリウム冷却ダイバータシステムの総括的な評価を行

高熱負荷試験を行う．最後に，すべてのタスクから得られう．しかしながら，タングステン照射材については，これた知見を生かして，プラズマ対向機器の総括熱流解析と，まで照射後試験に供したものはまだ一部であり，今後の日安全性に対する検討を行う．

米協力事業の中でさらに評価を進める予定である．特に，タスク２では，様々なタングステン材料（圧延材，再結

一部の照射材については，大洗の東北大学金属材料研究所

晶材，カリウム添加材，タングステン‐レニウム合金，等）

附属量子エネルギー材料科学国際研究センターに輸送し，をダイバータ温度条件下（５００℃〜１１００℃）で中性子照射しプラズマ照射実験等を行う予定である．

て，その熱特性や機械的特性の変化を詳細に調べる．中性

謝子照射は，オークリッジ国立研究所（ORNL）の研究用原

辞子炉 High Flux Isotope Reactor（HFIR）で行うが，照射のHFIR での照射においては，RB＊と呼ばれる大型の照射際にガドリニウムシールド層を利用して低速中性子を低減

カプセルを用い，照射を行いました．この際，量子科学技

し，元素変換と照射損傷の比率が核融合炉に近い条件で照術研究開発機構の照射プログラムにご協力いただいたこと射を行う．照射後試料は，熱機械特性を評価すると共に，に深く感謝いたします．また，切磋琢磨しながら共に研究を進

タスク１の熱負荷試験，及びタスク３の水素吸蔵・透過試

めて下さった米国研究者，特に P. Pappano 氏，D. Clark 氏（エ験の材料に供する．

ネルギー省），L. Snead博士，Y. Katoh博士，A. Sabau博士，

タスク３では，アイダホ国立研究所（INL）およびサンL. Garrison 博士（ORNL），B. Merrill 博士，M. Shimada 博士

ディア国立研究所（SNL）において中性子照射タングステ（INL），M.

ン系材料に対して，プラズマ照射，イオンビーム照射，おR. Nygren 博士（SNL）に心より謝意を表します．

Yoda 博士（GIT），D.

Buchenauer 博士，

よびガス曝露などの方法を用いて，水素同位体の滞留・透参考文献

過挙動について詳細に調べる．さらに，高エネルギーイオ
ン照射試料についても実験を行い，その中性子照射損傷と［１］A. Hasegawa et al., Fusion Eng. Desi. 89, 1568 (2014).
［２］A. Hasegawa et al., J. Nucl. Mater. 471, 175 (2016).

の対応性などについても評価を行う．

１．
３ 本プロジェクトレビューの構成
本プロジェクトレビューは，２０１３年度から２０１８年度まで
１３０

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.3 (2020)１
３１‐１３５

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画‐６年間の成果と次期計画‐

２．タスク１ プラズマ対向機器における総括熱流応答の解明
2. Task 1: Investigation of Overall Heat Flow Response
in Plasma-Facing Component
横 峯 健 彦，上 田 良 夫１），徳 永 和 俊２），結 城 和 久３），秋 吉 優 史４），伊 庭 野 健 造１）
YOKOMINE Takehiko, UEDA Yoshio１）, TOKUNAGA Kazutoshi２）, YUKI Kazuhisa３）,
AKIYOSHI Masafumi４）and IBANO Kenzo１）
京都大学，１）大阪大学，２）九州大学，３）山口東京理科大学，４）大阪府立大学（原稿受付：２０
２
０年１月７日）PHENIX 計画タスク１では， 安全 と 長期健全性 という観点から第一義的現象であるプラズマ対向機器（PFC）における総括熱流現象を複合熱負荷実験と高熱負荷・高温・高圧伝熱実験によりモデル化することを目的とする．また，タスク１から３で得られる材料特性ならびにトリチウム挙動に対する中性子照射効果のデータに基づき PFC システムの総括熱流応答解析を行い，安全な PFC 構築の評価基準を与える．
Keywords:
plasma facing components, tungsten plasma facing material, helium-cooled divertor, multiple-impinging jet heat transfer

２．
１ 研究背景と目的いて行った．
２．
２．
１ 伝熱実験―GIT 高温高圧ヘリウムループ

プラズマ対向機器（Plasma Facing Components: PFC）は定常／非定常の熱負荷と粒子負荷を同時に受ける．その結伝熱実験は，ジョージア工科大学（GIT）既有の高温高果，熱応力や熱疲労，水素／He などの影響が複合的にプラ

圧ヘリウムループを用いる（図１）．高温高圧ヘリウムをズマ対向材料に及ぼされ，材料の損傷や脆化およびそれら用いた伝熱実験ができる実験装置は現在国内には存在しなに伴う異常損耗などによる PFC の健全性の劣化が懸念さい．プロジェクト開始時のループの性能は，ガストーチにれる．PFC での熱・粒子の流れは，ロバスト設計が要求される PFC において，特に 安全 という観点から第一義的現象として捉えられている．PFC の総括的な熱流を実験的に模擬することが理想であるが，核発熱の再現の困難さに加えて，材料試験と冷却性能試験を同時に行うことは，安全性の観点からも実施は不可能に近い．しかし，各要素での熱流現象およびそれに対する材料の応答を PFC システ
ム設計の各要素モデルとして捉え，それらを結び付けるモ
デリングができれば，PFC の総括熱流現象を解析することができる．よって，本タスクでは，プラズマ対向材料の複合熱負荷実験と伝熱実験を行い，システム設計によって
PFC の総括熱流現象を考慮したプラズマ対向材料の使用限界を把握し，安全な PFC 構築に対して，評価基準を与えることを目的とする．
熱負荷実験および伝熱実験の対象としては，各々，タン
グステンプラズマ対向材料およびヘリウム冷却ダイバータとした．

２．
２ 使用施設図１

本タスクでは，伝熱実験と熱負荷実験を異なる施設を用

GIT 高温高圧ヘリウムループ．

Kyoto University, KYOTO 615-8540, Japancorresponding author’s e-mail: yokomine.takehiko.5c@kyoto-u.ac.jp

１３１!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020

よる熱負荷方式で熱流束は最大 2.8 MW/m2，作動流体ヘリ

Testing）を行うために，試料ホルダー，計測システムなど

ウムに関しては最高温度３００℃，圧力 10 MPa，流量 8 g/sを整備すると共に，熱負荷試験時の放射性物質の飛散を防であった．ガス冷却は固有の安全性を有する反面，その伝止するために試料ホルダー部を密閉構造にする改造を行っ

熱性能の低さが弱点となる．そのため，ヘリウム冷却ダイた．また，PHENIX プログラムの最初の３年間では，PAL

バータ研究は，その伝熱促進技術に関する研究が従来数多からの入射熱流束レベルは 3.3 MW/m2 に制限されていた

くなされてきた．多くの伝熱促進方式が考えられてきたが，リフレクターをアップグレードし，最 大 熱 流 束 をが，その中でも衝突噴流群が最も冷却性能に優れている．

16 MW/m2 まで増加させた．さらに，図４（a）に示すよう同方式は，EU においては HEMJ（He-cooled modular diver-に，PAL 施設を使用することで，熱源を試験室から物理的

tor with multiple jet cooling）として開発が進められてきたに分離でき，高い熱流束下での中性子照射材 HHFT を安全［１‐４］．また，米国においても，HEMJ をはじめとした種々に行うことができるようになった．照射材試験片の HHFTのヘリウムガス衝突噴流群を用いた概念設計案に関する開中の対放射線安全性の向上は，冷却ロッド，試料ホルダー

発研究を行ってきた［５］．しかし，そのほとんどが高伝導材

および照射材試験片を内包する高真空システム用の半球形をターゲット（衝突面）に用いて低温度条件（１００℃以下）

キャップチャンバーによる二重閉じ込めによって達成されで行われた伝熱実験結果からの予測値あるいは外挿値で，る（図４（a））．ただし，照射材の高い放射線量のため，試ダイバータの条件下での冷却性能実証は行われていない．

験可能な照射材の寸法は厚さ数mmおよび直径10 mm未満

より原型炉に近い条件で伝熱実験，すなわち高熱流束負荷のものに制限される．試験片は，図４（d）および（e）に示す4を高温，高圧のヘリウムガスで冷却する H test（High heat

ように，水冷銅合金ロッドに取り付けられた耐熱金属製のflux removed by High temperature and High pressure of

ホルダーにボルトで固定する．ボルト締め付け領域が高熱Helium）を伝熱実験のロジックとし，既存の GIT ループを流束に直接曝されないため，試験片内の温度分布が不均一改造した．４つの"H"のうち圧力（１００気圧），ヘリウムの２点は条件を満たしているが，熱流束およびヘリウムガス温度を大幅に増加させる必要があった．熱流束に関しては，
当初ガストーチを用いて最大2.8 MW/m2 であったが，アイ
ダホ国立研究所（INL）の STAR 施設から 10 kW 高周波誘導加熱装置を借り入れ導入することで，6.6 MW/m2 まで向上させた．ヘリウム温度に関しては，２つの 4.5 kW カート
リッジヒーターを使用して昇温した．しかし，ヘリウム温度が３００℃以上で，試験部（WL１０材使用部，後述）で激しい酸化が観測され，実験結果に影響を及ぼした．この酸化を防ぐために，試験部と高周波誘導加熱コイルは，実験中
は 41 kPa の真空に保つよう図２のようなパイレックス製
チャンバーに改造された．

図３

ORNL のプラズマアークランプ施設．

図４

プラズマアークランプ施設の詳細．

２．
２．
２ 熱負荷実験―ORNL プラズマアークランプ
熱負荷実験にはオークリッジ国立研究所（ORNL）のプ
ラズマアークランプ（PAL）施設を使用した（図３）．PALを用いた照射材の高熱負荷実験（HHFT: High Heat Flux

図２

改造後の H4test 試験部．

１３２

Project Review

2. Task 1: Investigation of Overall Heat Flow Response in Plasma-Facing Component

T. Yokomine et al.

になる可能性があり，試験片のボルト締めが熱応力およびは WL10）の熱伝導率，'+はノズル出口温度におけるヘリ変形に及ぼす影響は微小薄肉試験片にとっては無視できな

ウムの熱伝導率である．

い．そのため，HHFT 中の熱サイクルにおける発生応力シ

従来の研究では，""!が小さくなるにつれて伝熱性能がミュレーションのための熱力学的モデルを開発し補正を増加する．そのため，更なる伝熱性能の向上を狙って，

行った．

!"!
!
""
!"!
!
#%
#%での伝熱実験を行った．図７は，""および 0.5 の場合のレイノルズ数およびヘリウム温度に対する平均ヌセルト数の変化を示している．""
!"!
!
%の場

4

２．
３ H test の成果
熱負荷試験の結果に関しては，次の第３章に合わせて載合，温度の上昇またはレイノルズ数の上昇とともに平均ヌせているため参照していただきたい．ここでは，伝熱実験

セルト数は増加する．これは従来の１００℃以下で行われた実験結果と傾向が一致する．一方，""!"!
!
#%の場合，ヘに関して成果を報告する．
前半３年間で衝突噴流群の伝熱特性を調べるための基本

リウム温度が１００℃以下のときには，""!"!
!
%の場合の平

的な流れ場形状は，先行研究である HEMJ の設計に基づく

均ヌセルト数を上回り，従来の研究結果と一致する．しかこととした．衝突噴流群伝熱特性には非常に多くのパラ

し，２００℃以上の高温域では，""!"!
!
%の場合よりも熱伝

メータが影響する．本実験では，高熱流束除去の観点から達率が低下した．さらに同じ ""!"!
!
#%で比較すると，低パラメータに重要度をランク付けする PIRT（Phenomena

温域よりも熱伝達率が減少するという従来結果では見られ

Identification and Ranking Table）を行い，その中でノズルない現象が生じた．この原因として，層流化が考えられる．

−伝熱面間距離，噴流レイノルズ数，ノズル出口での乱流

ヘリウム温度，ノズル−伝熱面間距離等についてその影強度および層流化発生条件を重要パラメータとした．層流響を調べ，平均ヌセルト数に関して以下の実験式を導いた化とは，上流で十分に乱流であった流れが何らかの作用に［７］．これは，先述の（１）とは異なり，伝熱面の熱物性（熱よって，乱れが減衰して層流状態に近づく現象で，流体の伝導率）に依存しない．

物性によるところが大きい．そのため，ヘリウムの層流化

&#%
!!!

&#% "
#)"!
!
"(!
$&!!
! "
!

に関する情報を他の代替流体を用いた実験から得ることは難しい．試験部の詳細を図５に示す．HEMJ 試験部は AISI

$'%
!!!

(
! "
!

!!
&$'%
!"&
#
%*"
%,$

%
! *"
%,

（２）

302 ステンレス製のジェットカートリッジが WL１０製のス
リーブ（thimble）の中に設置してある．Thimble の上面に
高周波誘導加熱による熱負荷がかかる．ジェットカート
リッジ上面には中央に直径（!）1.04 mm，その周辺に六角形状に２４個の直径 0.6 mm の小孔計２５個が開いてあり，そこからヘリウムガスが噴出される．中央の小孔（ノズル）
直径 ! とノズルと噴流衝突面間の距離 " の比 ""!は 0.25
から 1.5 まで変化させた．また，ヘリウム温度は，室温から４００℃まで，噴流レイノルズ数は 1.3×１０4 から 5.4×104 まで
それぞれ変化させた．ここでは，その一部を紹介する．
図６は，ヘ リ ウ ム 温 度 が３００℃以 下 の 場 合 の，""!"0.5〜1.0 における噴流レイノルズ数に対する平均ヌセルト数 #)の変化を示す．平均ヌセルト数は，%) 0.19
κ
#)"!
!
$&!!
!(%

（１）

で 整 理 で き る［６］．こ こ で，$&は 噴 流 レ イ ノ ル ズ 数，

図６

κ"'-"
'+で，'-は衝突面温度における衝突面材料（ここで図５HEMJ 試験部詳細．

H/D ＝ 0.5〜1.0 でのマルチ衝突噴流平均熱伝達率．

図７

１３３

H/D≦0.5 でのマルチ衝突噴流熱伝達．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020

図８は，HEMJ 流れ場の数値シミュレーション結果を示す．温度場も同時に計算しているが，複雑な流れ場における層流化を再現できる乱流モデルは現時点ではないため，
主に流れ場の様子を調べるための計算である．外周の２つの噴流に着目すると，""!!!
!
#の場合は噴流構造を維持しているのに対して，""!!!
!
"#の場合は対称的な噴流構
造は崩れ，噴流下流に強い加速領域を形成していることがわかる．この噴流群外周部で，急激に加速されることによって生じる加速層流化と衝突面近傍のヘリウムガスが局所的に高温になることによる物性の変化に起因する加熱層流化とが相乗的に生じている可能性がある．これは，""!
図９を小さくしなければ避けられる問題ではなく，高温条件の最適形状ダウンセレクションの候補．

みでも高速流領域を形成する可能性もあり，層流化の発生条件確認と乱流モデリングが重要となる．
HEMJ は，10 MW/m2 を超える熱流束に耐えることが実験 的 に 示 さ れ た 唯 一 の 設 計 で あ る が［８］，両 方 の 内 側
ジェットカートリッジに２つの異なる曲率半径の曲面（噴流噴出面および冷却面）を持つ複雑な形状を有する．さらに，タングステン合金のアウターシェル（エンドキャップ）や２つの異なる直径の２５個の噴流ノズルなど，実際の炉で使用（製作）することを考えると，構造を少しでも単純化することが望ましい．そのため，CFD と FEM を用いてダ
図１
０ CFD および FEM 結果の一例（I および K）．

ウンセレクションを行い，最適形状を求めた．図９はダウンセレクションの候補形状である．すべての候補形状の噴流ノズル開口面積は等しくなっている．図中 I が HEMJの基本設計形状である．また J から O では噴流噴出面が曲面ではなくフラットになっており，それに対応し冷却面もフラットとしている．この１５種類の形状とノズルピッチ（図中 #および $），""５ケースの計算!の組み合わせで計７を行うことによって図９中 K の噴出面をもつ最適形状を導いた．図１０はその計算結果の一例であり，左から冷却面温度分布，カートリッジ応力分布，熱膨張分布である．熱膨張は ""! に影響を与える．
図１１は ダ ウ ン セ レ ク シ ョ ン で 抽 出 し た 最 適 形 状である．６個のノズルを有し，ノズル径はすべて 1.18 mm である．従来の HEMJ より形状が簡素化され，平均熱伝達率は6.5％ 向上し，圧力損失も小さくなった．このカートリッジ（図１１（b））を用いて，再度 H4test を行い（図１２），本形状

図８

図１
１ He ガスダイバータ最適形状．

HEMJ 試験部の衝突面近傍流れ場．

図１
２ 提案ダイバータカートリッジを用いた伝熱実験結果．

１３４

Project Review

2. Task 1: Investigation of Overall Heat Flow Response in Plasma-Facing Component

を行い，PFC 設計条件や使用限界（構造健全性）の明確化

に関して以下の平均ヌセルト数に関する実験式を導いた．
$$% 0.19
κ
!$!!
!
"#!!
!"#

T. Yokomine et al.

に取り組んでいる．

（３）

参考文献

２．
４ まとめ

［１］B. Koncar et al., Fusion Eng. Des. 86, 167 (2011).
［２］P. Norajitra et al., Fusion Eng. Des. 86, 1656 (2011).
［３］B. Koncar et al., Fusion Eng. Des. 88, 1831 (2013).
［４］P. Norajitra et al., Fusion Sci. Technol. 67, 732 (2015).
［５］M.S. Tillack et al., Fusion Eng. Des. 86, 71 (2011).
［６］B. Zhao et al., Fusion Sci. Technol. 72, 294 (2017).
［７］T. Yokomine et al., Fusion Eng. Des. 109-111, 1543 (2016).
［８］P. Norajitra et al., Fusion Eng. Des. 85, 2251 (2010).

伝熱実験に関しては，H4test は計画通 り に 終 了した．
GIT では，複数個のカートリッジを用い，広領域での冷却性能の実証 H4test を現在引き続き行っている．
また，各タスクの６年間の成果を集約し，本タスクで提案した He ガスダイバータ設計に基づき，中性子照射後の材料特性を組み入れた PFC システムの総括熱流応答解析

１３５

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.3 (2020)１
３６‐１３９

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画‐６年間の成果と次期計画‐

３．タスク２ 中性子照射タングステンの熱・強度特性
3. Task 2: Thermal and Mechanical Properties of Neutron Irradiated Tungsten
檜 木 達 也１），長 谷 川 晃２），宮 澤
１）健２），秋 吉 優 史３），近 藤 創 介１，２）

２）

HINOKI Tatsuya , HASEGAWA Akira , MIYAZAWA Takeshi２）, AKIYOSHI Masafumi３）
and KONDO Sosuke１，２）
１）

京都大学，２）東北大学，３）大阪府立大学（原稿受付：２０
２
０年１月７日）オークリッジ国立研究所（ORNL）の研究炉 High Flux Isotope Reactor（HFIR）
において，各種タングステン系
材料の５５０℃〜１０５０℃での中性子照射試験を行った．核融合環境に近い中性子スペクトルを得るために，熱中性子遮蔽を行った照射試験も実施し，基本的な強度特性，熱特性に関する中性子照射効果に関する知見を得た．国内で開発された K-doped W,W-3%Re 等の新規材料が広範囲の条件で照射後も高い延性挙動を示すことを見出した．
Keywords:
neutron irradiation, tungsten, thermal neutron shielding, transmutation, thermal properties, mechanical properties

３．
１ 諸言

整が行われてきた．現時点では工業的背景やコスト，均質

PHENIX 計画の目的の一つは，タングステン系材料の各性・再現性などを勘案すると，国際熱核融合実験炉 ITER

種特性に及ぼす中性子照射効果を明らかにすることであのダイバータタイルの製造に用いられている粉末焼結と高る．しかしながらタングステンの場合，熱中性子によるレ

温における圧延加工によって作られたタングステンの厚板

ニウム（Re）の生成等核変換の効果が大きく，特に比較的材料における中性子照射効果を調べることが核融合炉用タ

高い損傷量での中性子照射において影響が顕著となる．核ングステンの開発に寄与すると考えた．そこで日本側の試

変換効果を考慮した比較的高い線量領域でのタングステン

料としては，微細粒組織で低温での靭性改善が見込まれるの照射効果はこれまで得られていない．また，これまでにいくつかのタングステン系材料について，合金原料素材，

得られているタングステン系材料の 中 性 子 照 射 データ

熱処理，圧延加工率などをそろえるために，アライドマテ

は，８００℃程度までが中心であるが，ダイバータでは，最高リアル社に依頼して，純タングステン（pure W），カリウ

１５００℃程度までの温度が想定されている．純タングステン

ム添加タングステン（K-doped W），タングステン‐
３％レ

では，１０００℃以上で再結晶が生じるが，１０００℃以上での中ニウム合金（W-3%Re），およびカリウムとレニウムを複合性子照射データは非常に限られている．本研究では，タン添加した合金（K-doped W-3%Re）の４つの材料を照射用

グステンの核変換効果を抑制するための熱中性子遮蔽を行試料として作製した．靭性改善が見込まれる微細結晶粒組

い，１０００℃を超える照射温度も含めて，中性子照射を現状織とするために，高温における圧延時の加工率を８０％にそ候補とされる各種タングステン系材料に対して行うことにろえ，最終熱処理として９００℃・２０分の応力除去 処理をより，核融合ダイバータ用タングステン系材料に対する中行った厚板から放電加工により各試験片を切り出し，表面性子照射効果の基本的な理解をめざした．また，熱中性子研磨仕上げをしたものを日本側の共通試料とした．これら

遮蔽の無い通常のカプセルでの中性子照射も行い，核変換の試料は，２０１１（平成２３）年度から２０１４（平成２６）年度までの効果の評価も行った．

核融合科学研究所 LHD 計画共同研究（核融合炉の中性子照射環境に対応した高熱流束機器用タングステン材料の開３．
２ 中性子照射タングステン系材料

発と製造：研究代表者・長谷川晃）においてある程度まと材料の中性子照射効果を調べるには照射前の材料中の組まった量を作製したものから選択した．米国側は，学術的織が単純でクリアーである方が理解しやすい．一方でタンにタングステンそのものの照射脆化機構を明らかにするこ

グステンの場合，核融合炉への適用を考えると，室温近傍とを目的として単結晶タングステンと，さらにいくつかのにおける粒界脆化や再結晶脆化の起こりにくい材料の開発

市販のタングステンおよびタングステンーレニウム合金なが喫緊の課題となっている．タングステンの脆性抑制にはどを試料として照射に供した．

これまでに合金化や加工熱処理による粒界や粒内組織の調

日本側の試料については，中性子照射の準備と並行して

Kyoto University, Uji, KYOTO 611-0011, Japancorresponding author’s e-mail: hinoki@iae.kyoto-u.ac.jp

１３６!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

3. Task 2: Thermal and Mechanical Properties of Neutron Irradiated Tungsten

T. Hinoki et al.

非照射材の引張試験やシャルピー衝撃試験による機械的特められた．図２は単結晶タングステンの例であるが，オス性の評価と，最高２３００℃までの熱処理による組織変化，熱ミウムやレニウムが局所的に濃化している．核変換 固体伝導率などのデータの取得を進めた．また HFIR での熱中

原子が及ぼす母相の転位ループやボイド組織発達への影響

性子遮へい及び温度モニター付き照射カプセルを用いたの程度は必ずしも明確でないが，少なくとも高温では照射

RB＊照射（詳細は次節）が始まり，おおよその照射温度が中に比較的容易に拡散したことを示している．弾き出しに判明した段階で，照射時間と同じ期間・同じ温度に保持しよる１次，２次欠陥と頻繁に対面し得るこれら異種元素のた 熱 時 効 試 験 も 開 始 し た．RB＊照 射 は４サ イ ク ル

生成の抑制が，実環境での材料挙動理解に不可欠であると（２８×４＝１１２日），約２７００時間行ったので，熱時効試験は直感的に理解できる．

８００℃と１１００℃で３０００時間まで実施し，各温度における微３．
４ 中性子照射タングステン系材料の熱特性

細組織安定性の基礎データを収集し，作製したタングステ
ン系材料の高温環境下での微細組織の安定性［１］のデータ

固体材料中の熱伝導は，大きく分けてフォノンによるを取得した．各試料の照射前における組織の異方性の機械

フォノン伝導と，自由電子による電子伝導とに分けること

特性への影響［２］，熱伝導特性［３］および強度や温度を下げが出来る．セラミックス材料は主に前者により熱を輸送たときに延性が急激に低下する境界温度である延性脆性遷し，欠陥の導入に伴うフォノン‐格子散乱や，温度上昇に伴移温度（Ductile Brittle Transition Temperature: DBTT）なうフォノンーフォノン散乱の増加によって熱拡散率が低下

どの機械特性［４］のデータも，照射後試験の開始に合わせする．タングステン材料は，主に電子伝導により熱輸送をて収集し，データベース化に備えた．

行うが，1/3 程度はフォノン伝導によっても熱を輸送しており，欠陥導入によって熱拡散率が低下する．さらに，タ３．
３ 熱中性子遮蔽効果

ングステンが中性子照射により核変換することで生じるレ

米国のオークリッジ国立研究所（ORNL）にある High

ニウムやオスミウムにより熱拡散率に大きな影響を及ぼす

Flux Isotope Reactor（HFIR）において，上述の各種タングことが知られている［５］．PHENIX プロジェクトに於いてステン系材料に対して中性子照射試験を行った．ガドリニ

は，ガドリニウムによる熱中性子遮蔽を施した照射を行っウムにより熱中性子遮蔽を行った RB＊カプセルでは，約ており，核変換量を抑制した条件での欠陥導入により熱拡

５５０℃，約８
５０℃，約１０５０℃で 0.2〜0.7 dpa（displacement

散率にどのような影響が与えられるかが注目されている．

per atom）程 度 の 照 射 を 行 っ た．熱 中 性 子 遮 蔽 無 し で

こ こ で は，試 料 と し て Pure W 及 び K-doped W-3%Re

50×6 mm 径程度の容積を持つ比較的小型の Rabbit カプセの#6 mm×t2 mmの円板で，平面に対して配向方向が平行

ルを用 い た 中 性 子 照 射 も，８００℃，１１００℃で 0.4〜0.5 dpaのものと垂直のものにそれぞれ照射した結果を報告する．

程度まで照射を行った．強度や熱拡散等の基本的物性，耐ORNL の LAMDA 実験室内に設置された NETZSCH 社製

熱負荷特性，トリチウム透過等多様な特性を系統的に評価

LFA-457 を用いて約５５０℃で中性子照射した試料に対しできるように，日米で５５０℃の温度領域で４０６個，８５０℃の温て，１００℃〜５００℃の範囲で熱拡散 率 測 定し，"""!
!$!#

度領域で３
８９個，１０５０℃の温度領域で３５９個の試料を RB＊という定数項を持つ関数を用いてフィッティングを行ったで照射した．図１の（a）はグラファイトでできたサブカプ［６］．

セルであり，試料の形状に合わせたスロットが彫られておRB＊で約５５０℃で照射した材料と非照射材の測定結果をり，（b）に示すような試料がスロットに装填された．RB＊

図３に示す．照射後の試料はいずれも室温付近では照射前カプセルは（c）に示すように４つのサブカプセルが連結しと比べて明確な熱拡散率低下を示しているが５００℃程度で構成された．Rabbit 照射では，８００℃，１１００℃のカプセルで漸近しており，その差は小さくなっている．これは照射にそれぞれ２７個の試料が照射された．

よる格子欠陥導入によりフォノンが散乱され，低温時では差異が大きかったが，高温ではフォノン―フォノン散乱に

Rabbit 照射試料では微細組織に顕著な核変換効果が認

図１

RB*照射カプセルと照射試料（a）
グラファイト製サブカプ
セル（b）
RB*照射試料の一部（c）
RB*照射カプセル．

図２

１３７

1100℃ で Rabbit 照射した単結晶タングステンの微細組織と STEM-EDS による元素分析結果．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020

［７］である．今回の照射による照射硬化量は従来の研究によるデータの傾向とほぼ一致していることがわかる．タン
グステンの中性子照射では核変換により生成するレニウムが析出し始めると照射硬化量が急激に大きくなることが報告されているが，今回の照射では熱中性子遮蔽をしている
ことと，それらの違いがはっきりと出てくる約 1 dpa よりも若干照射量が少なかったことが原因ではないかと考えられるが，透過電子顕微鏡などによる微細組織観察を行うことで，その機構が明らかになると期待される．
純タングステン以外の合金試料では，図４に示すようにいずれも照射温度が高い方が，硬化量が大きくなり，純タ
ングステンとは異なる硬化挙動を示している．またレニウ
図３

照射前後のタングステン系材料の熱拡散率温度依存性．

ムを３％添加した試料の方が，レニウムを含まない試料よりも硬さが大きくなっている．レニウムを最初から含有しより未照射試料に於いてもフォノン伝導の寄与は小さく電ていることで，照射量が 1 dpa 以下でも W-Reの析出物が形

子伝導が支配的になっているためと考えられる．高温での成し，硬化量が大きくなった可能性などが考えられるが，未照射試料からの熱拡散率の低下がレニウムの寄与を表す

その詳細は今後の微細組織観察によって調べる．

と考えられるが，５００℃までの測定に於いては Pure W 照射

図６および図７は５５０℃と８５０℃で照射した各材料の SR

後試料と未照射の W-3%Re 試料とは後者の方が明らかに小材の照射前後の引張試験で得られた応力ひずみ線図であさい値を示している．核変換によるレニウムの生成量は少る．引張試験温度はいずれも原子炉照射温度よりも低い温なくとも３％以下であり，ガドリニウムシールドの効果が度で行った．その理由は照射によって生成した照射欠陥集確認されたと考えられる．今後，照射後の試料に対して高合体が，試験前および試験中の加熱によって変質すること

温での電気伝導度測定を行うことで，熱拡散率の挙動を解を防ぐためである．非照射の状態では，強度や伸びの試験

釈する手がかりになると考えられる．なお，K-doped W-3%

温度依存性は小さいため，５００℃でも７００℃でもほぼ同じよRe 試料は，結晶粒配向方向で差が見られるが，これは照射

うな応力ひずみ線図となっている．３％のレニウムの添加

温度などの照射条件の差によるものであると考えられる．

により，若干伸びが大きくなる傾向は見られるがその差はそれほど顕著では無い．

３．
５ 中性子照射タングステン系材料の強度特性

照射後の応力ひずみ曲線は図６でも図７でも各試料とも

熱中性子遮蔽を行った RB＊カプセルにて５
５０℃と８５０℃

非照射材と大きく異なり，試料ごとの違いも顕著に表れてで中性子照射した後の室温におけるビッカース硬さ測定にいる．５５０℃の照射ではいずれの試料も降伏応力あるいはよる照射硬化量を各合金別にまとめた結果を図４に示す

破壊応力が非照射材の２倍近くまで大きくなるというはっ［７］．ここで SR は応力除去処理材を示し，R は再結晶材をきりとした照射硬化が見られた．一方で pure W ではほと示している．純タングステンではR材の方がSR材よりも照んど塑性変形を 伴 わ ず に 脆 性 的 に 破 断 し た の に 対 し，

射硬化量がどちらの照射温度においても大きくなってい

W-3%Re および K-doped W-3%Re では非照射材の半分程度る．一方で，照射温度による照射硬化量の違いは純タングではあるが，伸びを示しているのが特徴である．

ステンではほとんど見られなかったのが特徴的である．
これまでに得られている純タングステンの原子炉照射による照射硬化量の照射量依存性をプロットしたのが図５

図４RB＊で 550℃ お よ び 850℃ で そ れ ぞ れ 0.4 dpa お よ び
0.7 dpa 照射したタングステン材料のビッカース硬さ測定
による照射硬化量［７］
．

図５

１３８

これまでに得られた純タングステンの中性子照射量と照射硬化の関係［７］．

Project Review

3. Task 2: Thermal and Mechanical Properties of Neutron Irradiated Tungsten

T. Hinoki et al.

図６

応力除去処理材の非照射試料，および 550℃ で 0.4 dpa 照射した後の試料を５００℃で引張試験をした際の応力ひずみ線図［７］．

図７応力除去処理材の非照射試料，および 850℃ で 0.7 dpa 照射した後の試料を 700℃ で引張試験をした際の応力ひずみ線図［７］．

８５０℃での照射でも同じように降伏応力が２倍程度にな

熱中性子遮蔽の無い Rabbit 照射では，ほとんどの試料にるという傾向は同じであった．さらに pure W 以外の試料

おいて核変換で形成されたレニウムと，形成されたレニウ

では破断伸びが照射前とほぼ変わらない値を示しており，

ム付近にオスミウムが観察され，比較的大きな硬さの変化

照射後に破壊までに要するエネルギー，すなわち靭性値がが見られた．熱中性子遮蔽を行った RB＊カプセル照射に２倍程度になるという照射誘起の高靱性化（タフニング）

おいて，５５０℃の照射では照 射 硬 化 は 見 ら れ た も の の，現象が見られた．破断面観察の結果は，pure W 以外で応力

W-3%Re と K-doped W-3%Re においては延性挙動が認めら除去処理材特有の扁平な結晶粒組織に由来する多層構造のれた．８５０℃の照射では，K-doped W と K-doped W-3%Re破面が観察されており，この温度および弾き出し量では格は照射前と同様の延びと延性挙動を示した．RB＊カプセ

子欠陥集合体形成による硬化は起こるものの，多層の微細ル で の５５０℃で 照 射 し た Pure W,K-doped W-3%Re と も粒組織が残っているために，脆化が現れなかったものと考に，熱拡散率の低下が確認された．室温では Pure W の方がえられる．今後はさらに低い温度での引張試験を行って，

K-doped W-3%Re に比べ５０％以上高い値を示したが，照射照射材における延性と脆性の遷移の挙動を調べる予定である．

温度付近の高温では Pure W の低下が大きいため，差は１０５０℃で照射した試料についても，照射後の引張試験を２０％程度であった．

行っており，データが出つつある．この温度で長期間の照射を行った場合，試料によっては応力除去処理状態の組織

参考文献（微細な層状組織）が変質している可能性があり，計画して［１］K. Tsuchida et al., Nucl. Mater. Energy 15, 158 (2018).
［２］M. Fukuda et al., Fusion Sci. Technol. 68, 690 (2015).
［３］M. Fukuda et al., Fusion Eng. Des. 132, 1 (2018).
［４］S. Nogami et al., Fusion Eng. Des. 140, 48 (2019).
［５］Mohamed E. Sawan, Fusion Sci. Technol. 66, 272 (2014).
［６］M. Akiyoshi et al., Fusion Eng. Des. 136 Part A, 513 (2018).
［７］T. Miyazawa et al., J. Nucl. Mater. 529, 151910 (2020).
https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2019.151910.

いる電子顕微鏡による微細組織の観察とあわせて，機械特性評価を進める．

３．
６ まとめ
熱中性子遮蔽を行った中性子照射試験により，比較的核融合での条件に近い中性子スペクトルで，１０００℃を超える
温度を含む温度条件における各種タングステン系材料の照射効果に関する知見が得られた．
１３９

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.3 (2020)１
４０‐１４４

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画‐６年間の成果と次期計画‐

４．タスク３ トリチウム挙動および中性子照射効果
4. Task 3: Tritium Behavior and Its Neutron Irradiation Effect
大 矢 恭 久，波 多 野 雄 治１），信 太 祐 二２），山 内 有 二２），小 林
大 宅 諒４），片 山 一 成４），大 塚 哲 平５），上 田 良 夫６）

真３），

OYA Yasuhisa, HATANO Yuji1), NOBUTA Yuji2), YAMAUCHI Yuji2), KOBAYASHI Makoto3),
OYA Makoto4), KATAYAMA Kazunari4) , OTSUKA Teppei5) and UEDA Yoshio6)
静岡大学，１）富山大学，２）北海道大学，３）核融合科学研究所，４）九州大学，５）近畿大学，６）大阪大学（原稿受付：２０
２
０年１月７日）原型炉環境ではプラズマ対向材は極めて高いフラックスの D/Tプラズマに高温かつ長時間曝露される．そのため，大量のトリチウムが材料中に蓄積するとともに，冷却材へ透過することが懸念されている．PHENIX 計画
タスク３では原型炉を想定した高温下における中性子照射タングステンのトリチウム滞留と透過挙動を明らかにするとともに，DT 核反応で生成したヘリウムの影響についても明らかにすることとした．その結果，高温環境下
では，重水素滞留量が大きく減少するが，脱離温度が高温側にシフトすることから，照射欠陥が成長し，水素の安定な捕捉サイトが形成されるか，捕捉エネルギーの低い捕捉サイトが減少することにより安定な捕捉サイトの存在が明確になった可能性が示唆された．TMAP や HIDT シミュレーションコードによる解析により，最も安定な捕捉サイトの結合エネルギーが 2.2 eV となることが明らかとなった．高温下における表面影響についても検討を行い，炭素不純物層が形成すると滞留量が約２倍に増加することが中性子照射材ではじめて明らかにされた．
また，世界ではじめて高温中性子照射材への D/He 混合プラズマ照射を行った．その結果，中性子照射材でも Heが重水素プラズマ中に混入することにより重水素滞留量が約２桁減少することが明らかとなった．
Keywords:
tritium, neutron irradiation, tungsten, plasma irradiation, retention, permeation, PWI

４．
１ 研究目的PHENIX 計画では原型炉を想定した８
００℃を超える高温

将来の核融合原型炉において，プラズマ対向材中のトリ環境下で中性子照射を行い，その際のトリチウム挙動を予チウム制御は，トリチウムリサイクリング評価や安全性評価

測可能な知見を集積することとした．そのために，高温かの観点から極めて重要な課題の一つである［１，２］．プラズ

つ高線量中性子照射をオークリッジ国立研究所（ORNL）

マ対向材には 14 MeV の中性子とともに，燃料となる水素の研究炉 High Flux Isotope Reactor（HFIR）で行い，大量同位体及び核燃焼に伴って生成するヘリウムが同時に照射

トリチウム取扱施設であるアイダホ国立研究所（INL）のされ，中性子及び高エネルギー粒子による照射損傷の形成

Safety and Tritium Applied Research（STAR）施設で照射はダイナミックに変化する．そのため，トリチウムインベ

後試験を行った［８］．図２にタスク３で使用した研究設備

ントリーは非照射の状態とは大きく変化することが考えらと研究の流れについてまとめた．表１に本研究で用いた中れる．これまでに日米科学技術協力事業 TITAN 計画にお

性子照射および比較のために実施した鉄照射の条件をまといて，320〜350 K で 0.025 displacement per atom（dpa）までめた．本研究目的である高温照射条件を達成するために，

中性子照射したタングステン中の重水素滞留とその後の昇最高１１００℃での中性子照射を行った．各施設の概要および

温脱離挙動が調べられ，473 K で重水素プラズマ照射した

中間報告までの知見については以前のプロジェクトレ

場合には捕捉重水素濃度が約 1 at.％に達すること，捕捉さビューを参照いただきたい［９］．本レビューでは，中間報れた重水素の放出には 800 K 以上の高温が必要であること

告以降に得られた主要な知見についてまとめた．

が明らかとなった［３‐７］．これらの結果から，水素同位体が安定に捕捉されるボイド等の照射損傷がトリチウムイン

４．
２ 研究成果ベントリーに大きく影響することがわかった．また，中性子（１）高温中性子照射したタングステンにおける重水素滞留
挙動評価

照射ではプラズマ対向材料のバルクに均一に照射損傷が導高温中性子照射したタングステンにおける重水素滞留・入され，高温ではバルク中へ速やかに重水素が拡散するこ放出挙動を明らかにするために，HFIR にて Rabbit キャプとにより滞留量が増加することが示された（図１）．

College of Science, Academic Institute, Shizuoka University, SHIZUOKA 422-8529, Japancorresponding author’s e-mail: oya.yasuhisa@shizuoka.ac.jp

１４０!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

表１

4. Task 3: Tritium Behavior and its Neutron Irradiation Effect

図１

タスク３でのトリチウム挙動評価の流れ．

図２

タスク３における使用設備と研究の流れ．

Y. Oya et al.

中性子および鉄イオン照射条件．

セルを用いて 0.1 dpa まで３６０℃〜７６０℃の温度範囲で単結晶タングステン（SCW）を中性子照射した．その後，直線型プラズマ装置 Tritium Plasma Experiment（TPE）にて中性子照射とほぼ同じ温度で重水素プラズマ照射を

図３

5×1025 D m−2 まで行った際の昇温脱離（TDS）スペクトル

360℃〜760℃ の温度で 0.1 dpa 中性子照射および重水素プ
ラズマ照射したタングステンにおける D2 TDS スペクトル．

を図３に示す．重水素プラズマ照射温度が高温になるに従って，重水素脱離ピークが小さくなるが，その一方で照射タングステン（重水素プラズマ照射）と鉄イオン照射

ピーク温度は高温側にシフトしていくことが明らかとなっタングステン（D＋2 イオン照射）における重水素 TDS スペ

た．図４に TITAN 計画で得られた低温照射（〜５０℃）と本クトルをまとめた．鉄イオン照射タングステンではプラズ研究で得られた高温照射における重水素滞留量に及ぼすプ

マ照射でもイオン照射でも脱離温度領域はほぼ同じである

ラズマ照射温度の相関をまとめた．中性子照射することにが，中性子照射タングステンでは高温側に脱離領域が広より非照射材よりも重水素滞留量は約１〜２桁増加する

がっていることから，バルクに照射欠陥が導入されることが，高温プラズマ照射により滞留量は大きく減少することにより内部へ重水素が拡散していることが示唆される．核がわかる．図５に中性子照射タングステンおよび鉄イオン

反応法により中性子照射タングステン中の重水素深さ分布
１４１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020

図４

図５

図６

核反応法による中性子照射タングステン中の重水素深さ方
向分析結果．

図７

中性子照射タングステンにおける TDS スペクトルの実験とシミュレーション結果の比較．

表２

HIDT および TMAP7 を用いた解析結果と実験結果の比較．

非照射タングステンおよび中性子照射タングステンにおけるプラズマ照射温度と重水素滞留量の関係．

中性子照射タングステンおよび鉄イオン照射タングステン＋（重水素プラズマ照射）と鉄イオン照射 W（D2 イオン照射）における重水素 TDS スペクトルの比較．

を調べた．図６に示すように４００℃では重水素が内部まで滞留しているとともに，高温プラズマ照射である６００℃お面に重水素濃度が高くなっている部分があるが，HIDT シ

よび７００℃照射では表面に向かって重水素が拡散している

ミュレーションでは酸化膜の影響等は考慮せず均一に分布様子がわか る．こ れ ら の 実 験 結 果 に 基 づ き，Hydrogen

する照射損傷の存在のみを仮定しているため，その傾向はIsotope Diffusion and Trapping（HIDT）コードを用いて，再現されていない．一方，６００℃および７００℃ではよく実験

重水素挙動を解析した［１０］．実験結果とシミュレーション

結果を再現できていることがわかる．

におけるTDSスペクトルの比較を図７に示すとともに，そ（２）反応層形成が重水素滞留挙動に及ぼす影響の結果を表２にまとめた．TDS スペクトルから HIDT シ

高温中性子照射時の反応層形成が重水素滞留に及ぼす影

ミュレーションが実験結果をよく再現できていることが示

響を調べるために，タングステンと炭化ケイ素（SiC）を接された．表２には TMAP７を用いた解析結果も併せて示し

触させた状態で８００℃または１１００℃で中性子照射を 0.3 dpa

た［１１］．その結果，各プラズマ照射における捕捉サイトとまで行い，タングステン同士を接触させた場合と重水素滞

重水素の平均結合エネルギーはプラズマ照射温度が上昇す

留量がどのように変化するか調べた．図９に中性子照射後るに従って 1.43 eV から 2.07 eV まで増加することが示唆された．また捕捉サイト密度が４００℃で 2.2×10−3 Trap/W，
６００℃で 1.5×10−4 Trap/W，７００℃で 4.9×10−5 Trap/Wと見積もられた．これらのことから高温中性子照射中の照射損傷の回復に伴い一部の照射欠陥が集合し，空孔集合体
やボイドが成長したか，高温プラズマ照射により結合エネ
ルギーが低い捕捉サイトから重水素が脱離し，結合エネル
ギーの高い捕捉サイト中にのみ重水素が残ることにより
TDS スペクトルの脱離ピークが高温側にシフトしたと考図８えられる．図８に核反応法と HIDT シミュレーションによる重水素深さ分布結果を示す．実験では４
００℃において表
１４２

NRA 法と HIDT シミュレーションによる重水素深さ分布の比較．

Project Review

4. Task 3: Tritium Behavior and its Neutron Irradiation Effect

Y. Oya et al.

の W/W 接触面と W/SiC 接触 面 で の X 線 光 電 子 分光法

８００℃と１１００℃で HFIR にて Rabbit 照射したタングステン（XPS）による深さ方向分析結果を示す．横軸は Ar イオン（W/W 接触面試料）を用いた．重水素フルエンスはこれまによるスパッタリング時間を示している．W/W 接触面ででと同様に 5×1025 D m−2 とした．D/He の比率はガス流量

は数分のスパッタ時間で C はほぼなくなり，清浄なタング

で D：He＝15：10 sccm と 24：1 sccm の２条件とした．分

ステン表面になっていることがわかる．一方，W/SiC 接触

光法により混合プラズマ中のヘリウムの割合はそれぞれ

面では５００分以上のスパッタでも C が１０−２０％存在し，WC

5.6％ と 0.4％ と見積もられた［１３］．図１２にそれぞれの条件

層を表面に形成していることがわかる．これらの試料ににおける D2 および He TDS スペクトルを示す．また，同図

25

−2

まで照射

中の写真は集束イオンビーム（FIB）法で切り出した D/He

した後に，TDS 分析を行った．図１０にその結果を示すとと混合プラズマ照射表面近傍の切片試料の断面を透過電子顕

もに図１１に全滞留量をまとめた［１２］．W/W 接触面試料に微鏡（TEM）で観察した結果で，上端が試料最表面であプラズマ照射した場合に，プラズマ照射温度の上昇と共にる．その結果，１１００℃中性子照射試料に低ヘリウム濃度プ

重水素の脱離ピークが高温にシフトしているのは前章のラズマを照射した場合にのみ微小な重水素の脱離ピークが0.1 dpa 単結晶タングステンと同じである．一方，W/SiC

約８００℃に見られるが，それ以外では，ほとんど重水素が保接触面にプラズマ照射した場合では，0.1 dpa 単結晶タング

持 さ れ て い な か っ た．TEM 画 像 よ り，表 面 か ら 深 さ

TPEにて重水素プラズマを４
００℃で5×10 D m

ステン試料とは異なり脱離ピークは半値幅が狭くなっている．これは表面近傍の WC 層に主に重水素が捕捉されたためと考えられる．また，W/SiC 接触面試料の重水素全滞留
量は８００℃，１１００℃ともに W/W 接触面試料と比較し約２倍に増加していた．
（３）高温中性子照射タングステンへの D/He 混合プラズマ
照射による重水素滞留挙動
これまでに中性子照射したタングステンにおける重水素
滞留量は非照射タングステンと比較して１桁以上増加する
ことを示してきた．実際の核融合炉を想定すると，プラズ
マ対向材には DT プラズマおよび DT 核反応で生成した中性子とともにヘリウムが照射される．そのため，中性子照射タングステンに D/He 混合プラズマを４００℃で照射した
際の重水素滞留量を評価した．試料として（２）節と同様に

図１
０ W/W 接触面および W/SiC 接触面に重水素プラズマを照射した高温中性子照射タングステンからの重水素の TDS スペ
クトル［１
３］
．

図９

W/W 接触面および W/SiC 接触面における高温中性子照射後の深さ方向元素分布（XPS による測定）．

図１
１ W/W 接触面および W/SiC 接触面に重水素プラズマを照射した高温中性子照射タングステンの重水素滞留量の比較．

１４３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020

図１
２ 高温中性子照射タングステンにおける D/He 混合プラズマ照射した際の D2 および He TDS スペクトルと FIB-TEM 像［１４］．

10−20 nm の領域に高密度のヘリウムバブル層が形成して照射タングステンを用いて D/He 混合プラズマ照射を行いることがわかる．ヘリウムバブルにより重水素のバルク

い，中性子照射材でもヘリウム同時照射により重水素滞留への拡散が低減され，滞留量が減少したと考えられる．

挙動が大きく減少することを世界で初めて明らかにした．

図１０の W/W 接触面試料の TDS と比較すると，重水素が約

ヘリウムバブル形成が重水素のバルクへの拡散を抑制して２桁も減少していることがわかる．これまでにもタングスいる可能性が示された．プラズマ中の He/D 混合比，プラテンに D/He 混合プラズマを照射し，重水素滞留量が低減

ズマ照射温度，中性子照射条件などをパラメータとし水素するという報告［１５，
１６］はあったが，本研究では世界では同位体滞留挙動をより詳細に検討する必要がある．今後，じめて高温中性子照射タングステンでも D/He 混合プラズ

本プロジェクトで得られた知見を，その詳細なメカニズム

マ照射により重水素滞留量が激減することを明らかにしの理解やトリチウムリサイクリング評価につなげていく．

た．中性子照射環境下でもヘリウム照射の影響はトリチウ

参考文献

ム滞留量評価に大きな影響を及ぼすことが示された．

［１］Y. Ueda et al., Fusion Eng. Des. 89, 901 (2014).
［２］Y. Oya et al., Fusion Eng. Des. 113, 211 (2016).
［３］T. Muroga et al., Fusion Sci. Technol. 60, 321 (2011).
［４］M. Shimada et al., Nucl. Fusion 55, 013008 (2015).
［５］Y. Hatano et al., Nucl. Fusion 53, 073006 (2013).
［６］Y. Hatano et al., Mater. Trans. 54, 437 (2013).
［７］Y. Oya et al., Phys. Scr. T145, 014050 (2011).
［８］Y. Katoh et al., Fusion Sci. Technol. 72, 222 (2017).
［９］大矢恭久 他：プラズマ・核融合学会誌 93, 139, 2017.
［１０］Y. Oya et al., J. Nucl. Mater. 461, 336 (2015).
［１１］M. Shimada et al., Fusion Eng. Des. 136, 1161 (2018).
［１２］M. Kobayashi et al., Fusion Eng. Des. 146, 1624 (2019).
［１３］D. Nishijima et al., Phys. of Plasmas 14, 103509 (2007).
［１４］Y. Nobuta et al., Nucl. Fusion, under review.
［１５］Y. Ueda et al., J. Nucl. Mater. 386-388, 725 (2009).
［１６］V. Kh. Alimov et al., Phys. Scr. T138, 014048 (2009).

４．
３ まとめ
PHENIX 計画タスク３では原型炉環境を模擬した高温
中性子照射材におけるトリチウム挙動を明らかとすることを目的として研究を進めてきた．高温中性子・プラズマ照
射では，重水素滞留量が大幅に低減されるが，主要な脱離ピークが高温側にシフトすることが示され，空孔集合体やボイドなどの強い捕捉サイトが水素同位体捕捉に支配的な影響を示すことが明らかとなった．反応層形成が重水素滞留挙動に及ぼす影響については，WC 層形成により重水素滞留が増加するとともに，脱離挙動も大きく変化することが示された．より広範な条件下でトリチウム挙動に及ぼす反応層形成の影響を調べると共に，それをシミュレーショ
ンするためのコード開発が必要である．また，高温中性子

１４４

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.3 (2020)１
４５‐１４８

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画‐６年間の成果と次期計画‐

５．FRONTIER 計画（２
０
１
９年度〜２
０
２
４年度）
5. FRONTIER Project (2019-2024)
波 多 野 雄 治，横 峯 健 彦１），檜 木 達 也１），橋 本 直 幸２），大 矢 恭 久３），
大 塚 哲 平４），近 藤 正 聡５），宮 澤 順 一６），長 坂 琢 也６）
HATANO Yuji, YOKOMINE Takehiko１）, HINOKI Tatsuya１）, HASHIMOTO Naoyuki２）, OYA Yasuhisa３）,
OTSUKA Teppei４）, KONDO Masatoshi５）, MIYAZAWA Junichi６）and NAGASAKA Takuya６）
富山大学，京都大学１），北海道大学２），静岡大学３），近畿大学４），東京工業大学５），核融合科学研究所６）（原稿受付：２０
２
０年１月７日）プラズマ対向機器中に存在する異種材料・異相界面における反応ダイナミクスと輸送現象，ならびにそれらに及ぼす中性子照射効果を明らかにすることを目的として，日米科学技術協力事業のもと FRONTIER 計画が開始された．PHENIX 計画で構築されたWのバルク特性に及ぼす中性子照射効果に関するデーターベース等と統合することで，プラズマ対向機器全体としての特性評価が可能となる．本章では，この新しいプロジェクトの概要を紹介する．
Keywords:
plasma facing component, divertor, neutron irradiation, tritium, liquid metal, interface, corrosion

５．
１ プロジェクトの目的

５．
２ 実施体制プラズマ対向材料，構造材料，冷却材等から構成される

本プロジェクト研究では，以下の研究を行う．また，こプラズマ対向機器（PFC）中には，必然的に異種材料間おれらの目標を達成するため，表１に示すように４つのタス

よび異相間の界面が存在する．中性子照射下では，原子のクグループを構成した．

弾き出しや電子の励起により界面反応が大きく促進される（１）プラズマ対向材料−構造材料界面における反応層の発と共に，核変換で生成される不純物元素の界面への偏析等

達過程および中性子照射効果，ならびに反応層が機械により材料特性が著しく変化する可能性があるが，界面現的強度および熱伝達に及ぼす影響（タスク１）

象に焦点をあてた照射研究はほとんどなされていない．

（２）プラズマ対向材料−構造材料界面を跨ぐトリチウム移

そこで我々は，タングステン被覆 PFC および先進液体ダ

行および中性照射効果（タスク２）

イバータにおける界面反応のダイナミクスと，それに及ぼ（３）中性子照射を受けたプラズマ対向材料の酸素等との化

す中性子照射効果を明らかにするため，日米プロジェクト

学反応とそれに伴うトリチウムを含む放射性核種の移研究「原型炉ダイバータにおける界面反応ダイナミクスと行（タスク２）

中性子照射効果」（２０１９年度〜２０２４年度）を提案し，採択さ（４）液体金属ダイバータ材料と構造材料および酸化被膜・れた．本章では計画の概要と進捗状況を報告する．

コーティング材料との共存性，ならびに中性子照射効

PHENIX 計画おいてタングステンのバルク特性に及ぼ果（タスク３）

す中性子照射効果およびヘリウムガス冷却システムでの熱（５）タスク１〜３で得られる知見および PHENIX 計画の成伝達に関するデータベースが構築されており，本研究を遂果等をもとにした工学モデリング（タスク４）

行し界面に関する知見を加えることで，機器全体としてのタスク間の関連を図１に示す．それぞれのタスクに日米評価が可能となる．PFC の伝熱特性や耐久性は「最も弱いより正副タスクコーディネーターが任命されている．プロ

部分で決まる」ことから，バルク特性のみならず界面特性

ジェクト研究全体の方向性，タスク間の役割分担や予算配を評価することは必要不可欠である．なお，本プロジェク

分などは日米の代表およびプログラムコーディネーターかト研究の呼称は FRONTIER（Fusion Research Oriented to

らなる運営委員会で決定する．実際の研究は各タスクの正Neutron irradiation effects and Tritium behavior at material

副コーディネーターのリーダーシップの下で，日本から米

IntERfaces）計画とした．

国あるいは米国から日本へ派遣される研究者によって遂行される．研究者の派遣については毎年１０月頃に核融合科学
研究所より公募がなされ，博士（後期）課程の学生より参University of Toyama, TOYAMA 930-8555, Japancorresponding author’s e-mail: hatano@ctg.u-toyama.ac.jp

１４５!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020

表１
代表

日本：波多野雄治（富山大）
米国：D. Clark（USDOE）

タスク
タスク１
タスク２
タスク３
タスク４

FRONTIER 計画の実施体制．

プログラムコーディネーター

課題
プラズマ対向材料／構造材料界面の反応ダイナミク
スと照射効果
界面を跨ぐトリチウム移行挙動と事故時の反応ダイ
ナミクス
液体ダイバータ概念成立のための中性子照射下固液
界面腐食反応ダイナミクス
工学モデリング

日本：横峯健彦（京都大）
米国：Y. Katoh（ORNL）

タスクコーディネーター
主要施設・設備
日本：檜木達也（京都大），橋本直幸（北海道大）
HFIR, LAMDA
米国：L. Garrison，X. Hu，W. Geringer（ORNL）
日本：大矢恭久（静大），大塚哲平（近畿大）
TPE, STAR
米国：M. Shimada（INL），R. Kolasinski（SNL-CA）
日本：近藤正聡（東工大），宮澤順一（NIFS）
HFIR, LAMDA
米国：B. Pint，J. Jun（ORNL）
日本：横峯健彦（京都大）
米国：C. Kessel（ORNL）

USDOE: U. S. Department of Energy, ORNL: Oak Ridge National Laboratory, INL: Idaho National Laboratory
SNL-CA: Sandia National Laboratories, California
HFIR: High Flux Isotope Reactor (ORNL), LAMDA: Low Activation Materials Development and Analysis laboratory (ORNL)
TPE: Tritium Plasma Experiment (INL), STAR: Safety and Tritium Applied Research facility (INL)

図２

プラズマ対向材料／構造材料界面の照射効果の模式図．

と，低放射化フェライト鋼（RAFS），銅合金等の構造材
料，炭素材料や炭化ケイ素等の低放射化材料を，界面反応が抑制可能な先進技術で接合したプラズマ対向機器要素材
に対して中性子照射を行う．中性子照射にはオークリッジ
図１

FRONTIER 計画におけるタスク 構 成（ORNL: Oak Ridge
National Laboratory, HFIR: High Flux Isotope Reactor,
LAMDA: Low Activation Materials Design and Analysis
Laboratory, INL: Idaho National Laboratory, TPE: Tritium
Plasma Experiment）．

国立研究所（ORNL）の研究炉 High Flux Isotope Reactor（HFIR）を用いる．最先端の材料分析装置を有する ORNLの Low Activation Materials Development and Analysis
Laboratory（LAMDA）において，接合界面に及ぼす中性子照射の影響を微細組織，強度，伝熱特性等の基本特性変加することができる．以下に，各タスクの概要を述べる．

化の観点から明らかにし，これまでに得られているバルク
照射影響に関する知見と合わせて，プラズマ対向機器に及

５．
３ タスク１ プラズマ対向材料／構造材料界面の反応ダイナミクスと照射効果

ぼす照射効果の理解をめざす．また，中性子照射後の放射プラズマ対向材料としてのタングステン系材料，低放射試験片評価技術等の照射後試験技術の高度化を図る．これ

化フェライト鋼や銅合金等の構造材料の照射効果について

らの多角的中性子照射試験により，原型炉環境下でプラズ

は，これまでの日米科学技術協力事業をはじめとして多く

マ対向機器を成立させるための材料工学的知見を得る．

線量が比較的高いタングステン等を対象とするため，微小の研究が行われてきており［１‐６］，それぞれの材料に対す

５．
４ タスク２ 界面を跨ぐトリチウム移行挙動と事故時の反応ダイナミクス

る基本的な理解が進んでいる．しかしながら，これらの接合界面に関する理解は不十分である．特に原型炉や実用炉で想定されるような高フラックスの中性子照射下では，タ

原型炉プラズマ対向材料は高フラックスの重水素とトリングステンの核変換の影響も懸念される．すなわち，接合

チウムのプラズマに曝されるとともに，核融合反応により界面では図２に示すように，核変換や照射誘起拡散，原子生成された高エネルギーの中性子やヘリウムの照射を長時の衝突によるミキシング等により，微細組織の変化やそれ間受ける．PHENIX 計画では，アイダホ国立研究所（INL）に伴う物理特性，強度特性の変化などが想定されるが，この直線型プラズマ装置 Tritium Plasma Experiment（TPE）

れらに関する知見は得られていない．また，中性子照射下を用いて，中性子照射されたタングステン系材料を高温でにおいてトリチウムやヘリウムが接合界面に及ぼす影響，

高フラックスプラズマに曝露し，トリチウム滞留に及ぼす

更に照射下での温度勾配の影響等，実環境に近い条件での中性子照射効果を明らかにしてきた．一方で，核融合炉を材料挙動，接合界面に及ぼす影響は明らかになっていない．

設計するためには，異なる材料間を跨るトリチウム移行挙本タスクでは，日米双方で開発されている破壊靭性等を動の理解および同位体効果を考慮した水素同位体移行評価改善したタングステンを基本とした先進プラズマ対向材料

が必要不可欠である．例えば，タングステン／低放射化
１４６Project Review

5. FRONTIER Project (2019-2024)

Y. Hatano et al.

フェライト鋼接合材においては水素同位体の溶解度の差から界面ではトリチウム濃度が特異的に上昇することが予測されるが（図３），実験的な検証はなされていない．また，
これらの異種材料界面におけるトリチウム移行に及ぼす中性子照射効果についての知見はない．そこで本タスクでは，TPE を用いて中性子照射接合材試料を重水素／トリチ
ウムプラズマに曝露し，異種材料界面を跨ぐ水素同位体移行を調べる．冷却材中へのトリチウム移行等を高精度に評価するうえでも，界面を跨ぐトリチウム移行ダイナミクス

図３の理解は必要不可欠である．

異種材料界面を跨ぐトリチウム透過の模式図．

また，これまでのプラズマ対向材中の水素同位体滞留挙動評価では，単一の水素同位体を用いる研究がほとんどであり，水素同位体比を考慮した評価はなされていない．これらの因子に加え，ヘリウム影響をも考慮することで，燃焼プラズマに曝されるプラズマ対向機器中のトリチウム移行を評価できる．また，この知見は，トリチウム除染技術検討にも活かすことが可能である．
原型炉の事故時に真空容器中へ大気や水蒸気が進入すると，運転停止後の崩壊熱により高温状態に保持されたプラ
ズマ対向材料との反応が生じ得る．すなわち，放射化した
図４

タングステンや核変換で形成されるレニウムが酸化物とし液体ダイバータの固液界面周辺における熱・物質フロー．

て昇華すると共に，プラズマ対向機器中からトリチウムが放出されることで放射性核種が飛散するリスクを想定する

ト鋼のような鉄系構造材料との腐食は，合金型の腐食であ必要がある．トリチウムの放出化学形としては元素状（T2るということがわかっている［７］．スズ中の酸素ポテン

や DT）と水蒸気状（DTO や T2O）が考えられるが，両者

シャルは十分高い値に制御できるため，セラミックスコーの比率は真空容器内の酸素ポテンシャルに応じて変化する

ティングや酸化被膜による腐食抑制も期待できるはずであはずである．そのため，トリチウムがどのような化学形でる［８］．しかし，中性子照射により被膜組織が劣化するこ

どの程度飛散するのか予測しておく必要がある．そこで本とが予想される．すなわち，核変換元素の結晶粒界への偏タスクでは，日米科学技術協力事業 JUPITER-II 計画［５］の析による粒界腐食の促進，およびボイド等の空隙形成や，もとで INL に設置された質量移行実験装置および新たに整スエリングに伴う亀裂発生による液体金属材料の侵入経路

備された分析装置を用いて，放射性核種放出速度とその後の生成などが懸念される．このような中性子照射下での被の移行挙動を明らかにする．以上の実験を通して，核融合膜の劣化が液体金属環境下の耐食性に対してどのように影

炉安全設計に必要不可欠な知見を得る．

響するかを明らかにする必要がある．つまり，磁場，中性子，液体金属が複雑に影響し合う環境下における固液界面

５．
５ タスク３ 液体ダイバータ概念成立のための中性子照射下固液界面反応ダイナミクスの解明

腐食反応ダイナミクスを明らかにしなければならない．リ

固体ダイバータ方式では，大きな熱負荷や粒子束によるやスズ−リチウム合金の場合も共通であるが，磁場を横切

プラズマ対向材料表面の損傷が課題である．図４に示す液る際の電磁気力による圧力損失発生が課題であるため，構体ダイバータ方式では，ダイバータ表面を冷却材液膜で覆造材との電気的絶縁のためのセラミックスコーティングやうため，大きな熱負荷や粒子束による材料表面の損傷を防酸化被膜の技術は必須である．すなわち，リチウムの場合ぐ事が可能である．さらに，冷却材の種類によっては液膜でも中性子環境下におけるセラミックスコーティングや酸

表面における粒子吸着・輸送が促進されることにより，ダ化被膜の劣化と，それが電気的絶縁性および耐食性に与えイバータ表面付近における粒子リサイクリングが抑制さる影響をやはり明らかにする必要がある．

チウムをダイバータ冷却材とする場合は，低放射化フェラ
イト鋼との共存性データが既に豊富にある．しかし，スズれ，プラズマ制御改善も期待できる．このように，液体ダこのような背景より，本タスクでは以下の課題に取り組

イバータ概念は，本来のダイバータとしての機能に加え，む．

システムの長寿命化や高性能化を可能とするものである．

（１）液体ダイバータ材料の有力な候補であるスズやリチウ

一方で，プラズマと固体材料の間に液体金属が液膜流とム，スズ−リチウム合金と構造材料との共存性についして流れる特殊な機構となるため，液体ダイバータでは特て，温度条件，流動条件，磁場の影響を明らかにする．

有の工学的課題が発生する．液体ダイバータの冷却材とし（２）液体金属の材料共存性の改善策として想定されるセラて有力であるスズの場合，蒸気圧は十分に低いものの，構ミックスコーティングや酸化被膜の有効性を明らかに造材料との共存性が課題となる．スズと低放射化フェライ

する．
１４７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.3 March 2020

（３）中性子照射によるセラミックスコーティングや酸化被験を実施している．本章を読んで「参加してみたい」と

膜の劣化機構，および液体ダイバータ環境下における思っていただけたら，大変幸いである．もし参加のご希望

耐食性への影響を明らかにする．

があれば，著者らにご一報いただきたい．また，中間レ
ビューも実施する予定なので，読者からのフィードバック

５．
６ タスク４

工学モデリング

もぜひ頂戴したい．

界面ダイナミクスに着目した各タスクの成果を横断的に

謝

集約し，これらをプラズマ対向機器内の現象として有機的辞に結び付け，プラズマ対向機器システムに対応できる工学

共に FRONITER 計画を立案し研究を進めて下さっていモデルへ昇華させる．すなわち，ガス冷却固体ダイバータ

る米国研究者，特に D. Clark 氏（エネルギー省），Y. Katoh

および液体金属ダイバータの成立性について工学的観点か

博士，L. Garrison博士，X. Hu博士，J. W Geringer氏，B. Pint

ら相互比較を行う．米国での大規模な実験的研究は実施せ

博 士，J. Jun 博 士（ORNL），M. Shimada 博 士（INL），

ず，ワークショップにおける議論に加え，必要に応じて人

R. Kolasinski 博士（SNL）に心より謝意を表します．

物交流にて実施できる範囲の実験を行うことで，研究を進

参考文献

める．

［１］M. Rieth et al., J. Nucl. Mater. 519, 334 (2019).
［２］C. Cabet et al., J. Nucl. Mater. 523, 510 (2019).
［３］G.S. Was et al., J. Nucl. Mater. 527, 151837 (2019).
［４］日米科学技術協力事業核融合分野３
０周年記念報告書，
http://www.nifs.ac.jp/collaboration/Japan-US/JPN̲US
̲30th̲Report̲J.pdf［５］阿部勝憲 他：プラズマ・核融合学会誌 85, 247 (2009).
［６］奥野健二 他：プラズマ・核融合学会誌 89, 705 (2013).
［７］M. Kondo et al., Fusion Eng. Des. 98-99, 2003 (2015).
［８］A. Heinzel et al., Mater. Corros. 68, 831 (2017).

５．
７ 終わりに本プロジェクト研究では２期に分けて中性子照射実験を実施する予定である．１期目の照射マトリックス（試料リスト）はほぼ完成しており，現在試料の準備を進めている．２期目の照射に向けては，温度勾配下での照射や水素同位体・ヘリウムの同時照射，液体金属 in-pile 腐食試験
等，より実機に近い環境での中性子照射を実現するための照射キャプセル設計に関する議論を進めている．また，並行して照射後試験技術の開発と，非照射材を用いた対照実

１４８