J. Plasma Fusion Res. Vol.93, No.3 (2017)１
２７‐１２８

プロジェクトレビュー

日米科学技術協力事業 PHENIX 計画―前半の成果と後半の研究計画―
Japan‐US Joint Research Project PHENIX‐Accomplishmentsin the First 3 Years and Research Plans in the Second Half‐

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：２
０
１
６年１
２月２
０日）

Keywords:
divertor, DEMO reactors, plasma facing component, tungsten, neutron irradiation, tritium retention, helium coolant

１．
１ はじめにルを得るための熱中性子を低減した原子炉照射，及び様々

国際熱核融合実験炉 ITER では高熱・粒子負荷を受ける

な種類の W 材料の照射影響評価，を新たな研究課題と位置

ダイバータのプラズマ対向材料としてタングステン（W）

づける．

を使用し，除熱のための冷却材としては水が用いられる．

ダイバータ材料としての W は高熱負荷を受けることか

また，その後の原型炉でも，現在の設計では W プラズマ対

ら，その温度条件が 広 い（１２００℃〜５００℃（He 冷 却の場

向材料と水冷却が主案となっている．しかしながら，W合））ため，この範囲での温度依存性を評価することが重は基本的には脆性材料であり，特に核融合炉では中性子照要である．また，水冷却原子炉の様な熱中性子が多い環境

射脆化の評価が不可欠であるが，そのための研究は十分ででは，中性子吸収に伴う元素変換（W→Re→Os，等）が早はない．また，中性子照射により W 中に照射欠陥が形成さ

く進み，熱中性子の少ない核融合炉環境での W 照射影響とれるが，これはトリチウム（T）の捕獲サイトとなるため，は異なることが知られており［５］，照射時の熱中性子遮蔽

核融合炉環境下ではWはT吸蔵量が大きくなるという懸念が必要である．さらに，W ダイバータ機器の設計においがある．したがって，中性子照射された W 材料の熱機械特て，様々な W 材料について照射を行い，適切な材料選択を性や T 吸蔵量を正しく評価し，その結果に基づいてプラズ行うことも必要である．

マ対向材料として望ましい W 材料の開発や，ダイバータ機

また，原型炉から商用炉を視野に入れた場合は，より安器設計を行うことが，核融合炉の実現には不可欠である．

全性を高めるために，核融合環境でも放射化せず，化学的

これまでに欧州では，主に ITER を意識し，機器の特性

反応性もない He ガスを利用した冷却系の利用が望まれる．

試験という観点から中性子照射研究が行われた．しかしな

また He ガスを用いると冷却媒体温度を水より高く設定でがら，この研究では，耐久性評価が主目的であり，詳細なき，高い発電効率を実現できる可能性がある．しかしなが組織・物性の変化は明らかになっていない［１，２］．一方，日ら，He ガス冷却を用いた場合は水冷却に比べて冷却能が本では長谷川らのグループが中心となって，W 材料の照射低く，効率的な冷却方法の開発が望まれている．

による物性変化について，国内外の原子炉を利用して研究

PHENIX 計画は，これらWプラズマ対向機器開発におけを進めてきている［３，
４］．日米科学技術協力事業 PHENIX

る課題に対し新しい知見を得るため中性子照射試験や高温（PFC Evaluation by tritium Plasma, HEat, Neutron Irradia-

高圧 He ガスループを用いた伝熱実験を実施し，原型炉を

tion eXperiments）計画ではこれらの研究をベースとし，見据えたダイバータ開発に大きな貢献をすることを目的と原型炉ダイバータを視野に入れた研究として，高温での照している．特に中性子照射試験においては，W の照射影響

射影響評価（〜１２００℃），核融合炉に近い中性子スペクトに対する標準的なデータベースの作成を行うととともに，corresponding author’s address: Grad. Sch. of Eng. Osaka Univ., Suita, OSAKA 565-0871, Japancorresponding author’s e-mail: yueda@eei.eng.osaka-u.ac.jp

１２７!2017 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.3 March 2017

表１

照射影響を総合的に理解することをめざす．PHENIX 計画
は３つのタスクから構成され，それぞれのタスクが相互にPHENIX 計画の代表者，プログラムコーディネーターおよび正副タスクコーディネーター．

協力して研究を進める．以下で各タスクの概要を説明する．

日本
上田良夫（大阪大学）
波多野雄治（富山大学）
横峯健彦（京都大学）
上田良夫（大阪大学）

米国
D. Clark（US DOE）
D. Clark（US DOE）
A. S. Sabau（ORNL）
M. Yoda
（GIT）

タスク２

檜木達也
（京都大学）
長谷川晃（東北大学）

Y. Katoh（ORNL）L. M. Garrison（ORNL）

タスク３

大矢恭久（静岡大学）
波多野雄治（富山大学）

M. Shimada（INL）
D. Buchenauer
（SNL）

代表

１．
２ 各タスクの概要

コーディネーター

PHENIX 計画は３つのタスクからなり，その組織は表１の よ う に な っ て い る．米 国 側 か ら は エ ネ ル ギ ー 省

タスク１（DOE）の取りまとめのもと，オークリッジ国立研究所（ORNL）（タ ス ク１お よ び２），ジ ョ ー ジ ア 工 科 大 学（GIT）（タスク１），アイダホ国立研究所（INL）（タスク３），サンディア国立研究所（SNL）（タスク３）が参加している．
タスク１では，He 冷却における伝熱現象について，特にダイバータ環境を想定した高温条件での基礎的な理解を深め，その結果をもとに新しい He 冷却ダイバータの設計を行うことを目的としている．具体的には，GIT の高温 He
ガスループを用いて，４００℃程度以上での He 衝突噴流によ

１．
３ 本プロジェクトレビューの構成

る伝熱特性の研究とモデリングを行う．さらに，PAL（プラズマアークランプ）を用いて，中性子照射タングステン

本プロジェクトレビューでは，現在４年目の活動が行わ

材の高熱負荷試験を行う．最後に，すべてのタスクから得れている PHENIX 計画（６年計画）について，各タスクのられた知見を生かして，ダイバータ機器の総括熱流解析

研究成果や今後の研究計画について説明を行い，PHENIX
計画の全体を理解していただくことを目的とする．次章と，安全性に対する検討を行う．
タスク２では，様々な W 材料をダイバータの温度条件を「２．プラズマ対向機器における総括熱流応答の解明」で考慮して５００℃〜１１００℃で中性子照射し，その熱特性や機は，タスク１で実施している He ループを用いた伝熱実験

械的特性の変化を詳細に調べる．中性子照射は，ORNLと熱負荷実験の概要を述べる．「３．タスク２（１）中性子照の研究用原子炉（HFIR）で行うが，照射の際にガドリニウ

射計画」と「４．タスク２（２）W の中性子照射効果」ではム（Gd）を利用して低速中性子を低減し，元素変換と照射

PHENIX 計画で実施する中性子照射の概要，および米側が損傷の比率が核融合炉に近い条件で照射を行う．照射試料保有していた低線量中性子照射 W 試料を用いて実施したは，熱機械特性を評価すると共に，タスク１の熱負荷試験，

機械特性試験の結果を報告する．「５．タスク３

及びタスク３の水素滞留・透過試験に供する．

ム挙動および中性子照射効果」では，トリチウムおよび重トリチウ

タスク３では，中性子照射 W 材料に対して，プラズマ照

水素の W 中の透過挙動ならびに高温で中性子あるいは重射，イオンビーム照射，およびガス曝露などの方法を用いイオンを照射し損傷を導入した W 中の重水素滞留挙動をて，水素同位体の滞留・透過挙動について詳細に調べる．

調べた結果が記載されている．最後に６章において，まと

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めと今後の研究計画を述べる．

い，その中性子照射損傷との対応性などについても評価を

参考文献

行う．
高線量の中性子照射は長時間を要するうえ，試料の放射［１］M. Roedig et al., J. Nucl. Mater. 329-333, 766 (2004).
［２］M. Merola et al., Fusion Eng. Des. 75-79, 325 (2005).
［３］A. Hasegawa et al., Mater. Trans. 54, 466 (2013).
［４］A. Hasegawa et al., Fusion Eng. Des. 89, 1568 (2014).
［５］A. Hasegawa et al., J. Nucl. Mater. 471, 175 (2016).

化を伴うため照射後に冷却期間を置く必要があり，照射完
了 後 も 直 ち に 試 験 を 始 め る こ と は で き な い．そ こ で
PHENIX 計画では，米側研究機関が既に保有していた低線量中性子照射 W 試料の中からプロジェクトの目的に合うものを選別し，その照射後試験も行う．

１２８

J. Plasma Fusion Res. Vol.93, No.3 (2017)１
２９‐１３２

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画−前半の成果と後半の研究計画−

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：２
０
１
６年１
２月２
０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．
２．
１ 伝熱実験―GIT 高温高圧ヘリウムループ

２．
１ 研究背景と目的
プラズマ対向機器（PFC）は定常／非定常の熱負荷と粒伝熱実験は，ジョージア工科大学（GIT）既有の高温高子負荷を同時に受ける．その結果，熱応力や熱疲労，水圧ヘリウムループを用いる（図１）．高温高圧ヘリウムを

素／He などの影響が複合的にプラズマ対向材料に及ぼさ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

れ，材料の損傷や脆化およびそれらに伴う異常損耗などによるPFCの健全性の劣化が懸念される．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 使用施設本タスクでは，伝熱実験と熱負荷実験を異なる施設を用

図１

いて行う．

GIT 高温高圧ヘリウムループ．

corresponding author’s address: Kyoto University, KYOTO 615-8540, Japancorresponding author’s e-mail: yokomine@nucleng.kyoto-u.ac.jp

１２９!2017 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.3 March 2017

い．プロジェクト開始時のループの性能は，ガストーチにシステムなどを整備すると共に，熱負荷試験時の放射性物

よる熱負荷方式で熱流束は最大 2.8 MW/m2，作動流体ヘリ質の飛散を防止するために試料ホルダー部を密閉構造にすウムに関しては最高温度３００℃，圧力 10 MPa，流量 8 g/s

る必要があった．

であった．ガス冷却は固有の安全性を有する反面，その伝熱性能の低さが弱点となる．そのため，ヘリウム冷却ダイ

２．
３ これまでの成果

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

２．
３．
１ 伝熱実験

くなされてきた．多くの伝熱促進方式が考えられてきた

先述のとおり，より原型炉条件に近い H4test を行うためが，その中でも衝突噴流群が最も冷却性能に優れている．

に，GIT ヘリウムガスループの改造を行った．当初ガス

同方式は，EU においては HEMJ（He-cooled modular diver-

トーチを用いて最大 2.8 MW/m2 であった熱流束をアイダ

tor with multiple jet cooling）として開発が進められてきた

ホ国立研究所のSTAR施設から10 kW高周波誘導加熱装置［１‐４］．また，米国においても，HEMJ をはじめとした種々を借り入れ，現時点では，出力１５％で 6.6 MW/m2 まで向上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させた．

発研究を行ってきた［５］．しかし，そのほとんどが高伝導材

一方，試験部の製作に関しては以下のように決めた．プをターゲット（衝突面）に用いて低温度条件（１００℃以下）

ロジェクトにおける本伝熱実験の計画では，前半３年間で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，より原型炉に近い条件下での衝突噴流群の基本的な伝熱特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．

性を把握，その結果に基づき衝突噴流群冷却ダイバータの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

課題を抽出する．その後の３年間で，最適なダイバータ設を高温，高圧のヘリウムガスで冷却する H4test（High heat

計を数値シミュレーションによるダウンセレクションで提flux removed by High temperature and High pressure of

案し，その設計案に関連する伝熱実験を行う．

Helium）を伝熱実験のロジックとし，既存の GIT ループを前半３年間で衝突噴流群の伝熱特性を調べるための基本改造した．４つの"H"のうち圧力，ヘリウムの２点は条件を的な流れ場形状は，先行研究である HEMJ の設計に基づく

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こととした．衝突噴流群伝熱特性には非常に多くのパラ増加させる必要があった．

メータが影響する．本実験では，高熱流束除去の観点から

２．
２．
２ 熱負荷実験−ORNL プラズマアークランプ

パラメータに重要度をランク付けする PIRT（Phenomena

熱負荷実験にはオークリッジ国立研究所（ORNL）のプ

Identification and Ranking Table）を行い，その中でノズル

ラズマアークランプ（PAL）施設を使用する（図２）．PAL−伝熱面間距離，噴流レイノルズ数，ノズル出口での乱流施設は定常高熱負荷試験装置で，表１の性能の２台のラン強度および層流化発生条件を重要パラメータとした．層流プを有する．PAL 施設ではタスク２から提供される中性子化とは，上流で十分に乱流であった流れが何らかの作用に照射 W 試料を用いた熱負荷実験を行い，微細組織の変化やよって，乱れが減衰して層流状態に近づく現象で，流体のき裂の伸展等を評価する．そのための試料ホルダー，計測

物性によるところが大きい．そのため，ヘリウムの層硫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３に示す．HEMJ 試験部は AISI
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PAL System
Vortex300
高出力
Vortex500
低出力

図２

ORNL の PAL 施設．

表１

PAL 施設の性能．

最大吸収熱流束
最大入射熱流束 （1100 K のW材の［MW/m2］［MW/m2］ 場合）

最大熱流束
面積

27

12.7

10 mm×100 mm

4.2

2

180 mm×180 mm

図３

１３０

HEMJ 試験部詳細．

Project Review

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

T. Yokomine et al.

４００℃まで，噴流レイノルズ数は 1.3×104 から 5.4×104 まで

図６は，HEMJ 流れ場の数値シミュレーション結果を示

それぞれ変化させた．ここでは，その一部を紹介する．

す．温度場も同時に計算しているが，複雑な流れ場におけ

図４は，ヘ リ ウ ム 温 度 が３００℃以 下 の 場 合 の，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，

""
!"!
!
!
$!"
!における噴流レイノルズ数に対する平均ヌ

主に流れ場の様子を調べるための計算である．外周の２つセルト数 Nu の変化を示す．平均ヌセルト数は，の噴流に着目すると，""!"!
!
$の場合は，噴流構造を維$&! !!
κ "&!
!
',"!
!%$()!!

持しているのに対して，""!"!
!
#$の場合には対称的な噴（１）

流構造は崩れ，噴流下流に強い加速領域を形成している．

で整理することができる．ここで，()は噴流レイノルズ

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数，κ"#+"#*で，#+は衝突面温度における衝突面材料（こ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

こでは WL10）の熱伝導率，#*はノズル出口温度における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ヘリウムの熱伝導率である．

乗的に生じている可能性がある．これは，H /D を小さくし従来の研究では，""!が小さくなるにつれて伝熱性能がなければ避けられる問題ではなく，高温条件のみでも高速

増 加 す る．そ の た め，更 な る 伝 熱 性 能 向 上 を 狙 っ て

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

!"!
!
""
!"!
!
#$
#$での伝熱実験を行った．図５は，""

乱流モデリングが重要となる．

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２．
３．
２ 熱負荷実験する平均ヌセルト数変化を示している．""
!"!
!
$の場合，

先 述 の と お り，照 射 材 の 高 熱 負 荷 実 験（HHFT:High

温度の上昇またレイノルズ数の上昇とともに平均ヌセルト

Heat Flux Testing）を行うために表２のような改造を PAL

数は増加する．これは従来の１００℃以下で行われた実験結施設に施した．図７に PAL 施設の概要を示す．図７（a）に果を傾向が一致する．一方，""!"!
!
#$の場合，ヘリウム示すように，PAL 施設を使用することで，熱源を試験室か

温度１００℃以下では，""!"!
!
$の平均ヌセルト数を上回

ら物理的に分離することができ，高い熱流束下での中性子り，従来の研究結果と一致するが，２００℃以上の高温域で照射材 HHFT を安全に行うことができる［６，７］．照射材試""!"!
!
$の場合よりも熱伝達率が低下した．さらに同じ

験片の HHFT 中の対放射線安全性の向上は，冷却ロッ

""
!"!
!
#$で比較すると低温域よりも熱伝達率が減少す

ド，試料ホルダーおよび照射材試験片を内包する高真空シるという，従来結果では見られない現象が生じた．この原

ステム用の半球形キャップチャンバーによる二重閉じ込め因として，層流化が考えられる．

によって達成される（図７（a））．ただし，照射材の高い放射線量のため，試験可能な照射材の寸法は厚さ数 mm および直径 10 mm 未満のものに制限される．試験片は，図７（d）および（e）に示すように，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い．そのため，HHFT 中の熱サイクルにおける発生応力シミュレーションのための熱力学的モデ
ルを開発中である．

図４

図５

ヘリウム温度３
００℃以下での平均ヌセルト数．

図６

H /D ＝ 0.25 および 0.5 の場合の平均ヌセルト数．

１３１

HEMJ 試験部の衝突面近傍流れ場．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.3 March 2017

表２

中性子照射材高熱負荷実験のための PAL 改造点．

Design considerations
IR heating
Quartz window seal
Enclosure overheating

W testing: No O２ at hightemperature
Quartz window integrity
during air evacuation

Liftoff of quartz window
Avoid overheating andcracking of quartz
during HHFT
HHFT
Temperature measurements
Containment of volatilizedradioactive compounds

Adopted solutions
Large quartz window
High temperature o-ring･ Enclosure size larger thanarea of peak power･ Water cooled enclosure
Evacuate enclosure air andbackfill with Ar
Secondary chamber on top ofquartz window for equalizingpressure on both sides of quartz
window
Vent and automatic pressure
valve and controller
Air knife to cool the quartz window
Impingement water cooling
K, S, R thermocouples; pyrometer
HEPA filter vent for Ar bleeding during experiment･ HEPA filter canister forevacuation of Ar after experiment･ Testing section enclosed inquartz cylinder･ Vacuum tight thermocouple
feedthroughs･ No water connections within
the enclosure

図７

PAL 施設詳細．

の照射終了後，HHTF を実施する．実験結果に基づき，材
料特性（熱拡散率，微細構造，硬度）を評価し，モデリン
グを行う．
伝熱実験および熱負荷実験により提案する概念設計にタスク２から得られる中性子照射効果，およびタスク３から

２．
４ 今後の計画のトリチウム挙動予測を加え，PFC システムの総括熱流応

伝熱実験に関しては，前半３年間における H4test はほぼ

答解析を行い，PFC 設計条件や使用限界（構造健全性）を

計画通りに進んでいる．今後ヘリウム温度５００〜７００℃の高明確にする．

温実験のデータを補完する．また，層流化の乱流モデリン

参考文献

グのための基礎実験を計画しており，現在は国内研究として実施している．今半３年間では，冷却構造の最適化のた［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］A.S. Sabau et al., Phys. Scr. T159, 14007 (2014).
［７］A.S. Sabau et al., Fusion Sci. Technol. 66, 394 (2014).

めの数値シミュレーションによるダウンセレクションを行
い，新しい概念設計およびそれに関連する伝熱実験を行う
予定である．
熱負荷実験に関しては，計画前半で行った高出力 PAL
用試験ホルダー設計に基づき照射材 HHFT 装置を完成させ，現在，タスク２との共同で行っているタングステン材

１３２

J. Plasma Fusion Res. Vol.93, No.3 (2017)１
３３‐１３５

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画−前半の成果と後半の研究計画−

３．タスク２（１）
中性子照射計画
3. Task 2 (1):Neutron Irradiation Plan
檜 木 達 也，長 谷 川 晃１），福 田

誠１），田 中 照 也２），大 矢 恭 久３），波 多 野 雄 治４），上 田 良 夫５）

HINOKI Tatsuya, HASEGAWA Akira１）, FUKUDA Makoto１）, TANAKA Teruya２）, OYA Yasuhisa３）,
HATANO Yuji４）and UEDA Yoshio５）
京都大学，１）東北大学，２）核融合科学研究所，３）静岡大学，４）富山大学，５）大阪大学（原稿受付：２
０
１
６年１
２月２
０日）

米国のオークリッジ国立研究所にある研究用原子炉 HFIR を用いたタングステン材料の中性子照射試験を行った．熱中性子による核変換の影響を抑制するため，熱中性子遮蔽を検討しガドリニウムによる熱中性子遮蔽
キャプセルを開発した．ガドリニウムによる熱中性子遮蔽効果や照射キャプセルの熱分布のモデリングを行い，これまでに知見が不足している高温領域で比較的高い線量での中性子照射試験を実施することができた．
Keywords:
neutron irradiation, tungsten, thermal neutron shielding, gadolinium, high temperature, high fluence

３．
１ 諸言

３．
２ 熱中性子遮蔽キャプセルの設計・開発

PHENIX 計画の大きな目的の一つに，タングステン材料

HFIR における熱中性子領域でのフラックスは，核融合の各種特性に及ぼす中性子照射効果を明らかにすることが炉で想定されるフラックスに比べて，一桁以上高い［２］．

ある．PHENIX 計画では，米国のオークリッジ国立研究所

熱中性子遮蔽材には，日米科学技術協力事業 JUPITER 計にある High Flux Isotope Reactor（HFIR）を用いて中性子画で用いられた酸化ユーロピウム［３］，ガドリニウム，炭化照射試験を行う．しかしながらタングステンの場合，熱中

ホウ素，ハフニウムで検討を行った．HFIR での６サイク性子によるレニウムやオスニウム生成等の核変換の影響がルの中性子照射における遮蔽能力の観点では，酸化ユーロ

大きく，今回目的とする比較的高い損傷量では核変換元素

ピウムとガドリニウムが候補となったが，取り扱い易さ，の濃度が数％になり材料特性の変化が生じるため，その影

これまでの実績，コスト等を踏まえて，ガドリニウムを最響が特に顕著となる．タングステンでは 1〜2 displacement

終的に選択した．図１はガドリニウムによる熱中性子の遮

per atom（dpa）以上で照射硬化が飽和し始めるとされて蔽効果に関する計算結果である．キャプセルの外側（図のいる［１］．核変換効果を考慮した 1 dpa を超える比較的高い線量領域における，中性子スペクトルが核融合環境に近い条件でのタングステンの照射効果データはこれまで得られていない．また，これまでに得られているタングステン材
料の中性子照射データは，８００℃程度までが中心であるが，ダイバータでは最高１５００℃程度までの温度が想定されている．純タングステンでは，１
０００℃以上で再結晶が生じるが，１０００℃以上での中性子照射データは非常に限られている．
本タスクでは，タン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い，１０００℃を超える照射温度も含めて，1 dpa を超える比較的高い線量の中性子照射を，現状候補とされる各種タングステン材料に対して行う．これにより，核融合炉ダイバータ用タングステン材料の中性子照射
効果の基本的な理解を得る．本章では，そのための照射技
術開発と照射計画の概要を述べる．

図１

ガドリニウムによる熱中性子の遮蔽効果．

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

１３３!2017 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.3 March 2017右側）から内側（図の左側）にかけて熱中性子フラックス技術研究開発機構）とキャプセルを共同で製作した（図３が減少することが示されている．青から赤への色分けに関の右下写真で一番左のサブキャプセルが量子科学研究開発

しては，照射サイクルごとの遮蔽効果の低下を表してい機構の分）．PHENIX 計画では，現在候補となっている各る．試料はタングステンとして計算されており，中性子減種タングステン材料に対して，強度や熱伝導度等の基本特速の影響も考慮されている．ガドリニウムの熱中性子遮蔽性評価試験片，熱負荷試験片，トリチウム滞留・透過試験

により，キャプセル内の熱中性子束は約一桁低下し，核融片等多様な試験片を系統的に評価できるようなテストマト

合炉のスペクトルに近い条件での照射が期待できることがリックスを日米共同で作成した．５
００℃の温度領域で４０６

明らかになった．図２は，本研究で開発したガドリニウム

個，８００℃の温度領域で３８９個，１１００℃の温度領域で３５９個の遮蔽材の写真である．外側の筒がステンレス鋼で内側がア

試料を日米で準備した．タングステンの中性子照射によるルミニウムであり，両者の熱膨張係数差により，サンド

発熱の影響が懸念されたが，図４に示すように熱計算の結イッチ構造が圧縮されるようになっている．

果，おおよそ目標とする温度域に収まることが明らかになった．
図３は，本中性子照射のための試料とグラファイトのホ３．
３ 中性子照射試験
HFIR における材料照射では，主に RB＊と呼ばれる比較

ルダーの写真を示している．円柱状のグラファイトに試料的照射スペースの大きい（400×38 mm 径程度）キャプセの形状に合わせたスロットを加工し，各スロットに試料をルとラビットと呼ばれる比較的小さい（50×6 mm 角程度）

詰めていった．これらを，図２のステンレス鋼／ガドリニ

キャプセルが用いられる．照射温度に関しては，どちらも

ウム／アルミニウムの筒の中に入れた．

１０００℃を超える高温での実績がある．本研究では，比較的RB19J キャプセルは，比較的高コストで照射する単位が高線量での熱中性子遮蔽を検討したが，簡易的な計算にお大きいので，照射条件を振った試験には不向きである．

いても，1 mm 程度の遮蔽が必要ということが明らかに

RB＊に関しては，１回のみの照射試験であり，1〜1.5 dpa

なった．ラビットキャプセルの場合，遮蔽を考慮すると照の損傷量をめざして照射を行っているが，基本的には照射＊量を振ることができない．比較的核変換の影響が小さい低を用いた照射試験（RB19J）を中心に検討することとなっ線 量 の 約 0.2 dpa で ラ ビ ッ ト 照 射 を 熱 中 性 子 遮 蔽 無 した．

で，８００℃，１１００℃において実施した．試験片は全て 6 mm

射スペースが非常に限られてしまうため，本研究では RB

RB19J キャプセルは，照射スペースが比較的大きいた径で熱伝導度，強度，微細組織，トリチウム滞留・透過のめ，熱中性子遮蔽を考慮しても試験片の自由度は高い．照評価が行われる．また，米国が保有していた，これまでの射温度に関しては，キャプセルを４つのサブキャプセルに分割して制御することにより，条件を振ることが可能であり，PHENIX 計画では，約５００℃，約８００℃，約１１００℃の中性子照射を行った（図３の右下写真で黒色のグラファイトの３つのサブキャプセルが PHENIX 計画の分）．また，コ
スト削減のため，日本原子力研究開発機構（現：量子科学

図３

図２

RB１
９J キャプセルのガドリニウム遮蔽材．

RB１
９J キャプセルの試料とグラファイトホルダー．

図４

１３４

RB１
９J での中性子照射時の熱計算結果．

Project Review

3. Task 2 (1):Neutron Irradiation Plan

T. Hinoki et al.

プロジェクトで中性子照射された試料（熱中性子遮蔽無ビット照射試料により評価を行う．高線量では，熱中性子し）を活用した評価も進めている．

遮蔽を行った RB１
９J キャプセル照射試料により評価を行う．広範囲な温度，損傷領域での，中性子照射効果を明ら

３．
４ まとめ

かにし，ダイバータ用タングステンの適用性，開発指針を

PHENIX 計画では，熱中性子遮蔽を行いながらも比較的得る．

大きな容積を確保できるRB１
９Jキャプセルを用いることにより，タングステンで 1〜1.5 dpa 程度の比較的高い損傷量

参考文献

での中性子照射を実施している．従来にない，１０００℃を超［１］A. Hasegawa et al., J. Nucl. Mater. 471, 175 (2016).
［２］M.R. Gilbert et al., J. Nucl. Mater. 467, 121 (2015).
［３］M.L. Grossbeck et al., Fusion Mater. Semi-Annual Progress Reports, DOE/ER-0313/24, 254 (1998).

える高温領域を含む系統的な中性子照射となっている．
プラズマ対向材料候補となり得る様々なタングステン材
料に関し，比較的低線量では，中性子照射済みの試料，ラ

１３５

J. Plasma Fusion Res. Vol.93, No.3 (2017)１
３６‐１３８

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画−前半の成果と後半の研究計画−

４．タスク２（２）タングステン（W）の中性子照射効果
4. Task 2 (2): Neutron Irradiation Effects on Tungsten (W)
長谷川

晃，福 田

誠，黄

泰 現，近 藤 創 介１），野 上 修 平，檜 木 達 也１）

HASEGAWA Akira, FUKUDA Makoto, HWANG Taehyun, KONDO Sosuke１）,
NOGAMI Shuhei and HINOKI Tatsuya１）
東北大学，１）京都大学（原稿受付：２
０
１
６年１
２月２
０日）

タスク２において HFIR を用いて中性子照射するために再結晶特性や脆化抑制が期待される各種タングステ
ン合金を作製し，ラビットおよび熱中性子遮蔽付きの RB＊キャプセルでの中性子照射のための準備を行った．これまでに過去にラビットキャプセルで中性子照射された単結晶の試験片を用いた低照射領域における照射欠陥の挙動や，1 dpa 近傍領域における照射硬化の挙動についての基礎的なデータを得ることができた．
Keywords:
neutron irradiation, tungsten, microstructure, heat treatment, hardness

４．
１ はじめにいう特性が求められる（図１中，太い矢印の傾向）［１］．そ

PHENIX 計画タスク２の目的は，核融合炉のダイバータのために，加工や合金添加などによる組織制御や W の改質の高温条件を含む温度領域（５００〜１５００℃程度）におけるタが試みられてきている．

ングステン（W）材料の機械特性と熱伝導特性におよぼす中

一方，中性子照射で導入されるはじき出し損傷や核変換

性子照射影響を明らかにし，ダイバータ設計に資する W

元素の W の特性への影響は，実際に原子炉で中性子照射すのデータベースを構築することである．そのためにオークることで確認するしかない．しかし W の中性子照射のデー

リッジ国立研究所の研究用原子炉 HFIR を使って，W の中

タはオーステナイトステンレス鋼や低放射化フェライト

性子照射を行い，照射後試験によって照射影響を明らかに

鋼，バナジウム合金などにくらべて圧倒的に少ない．重照する．さらに，タスク３での中性子照射した W におけるト射のデータのみならず，照射温度範囲や材料の系統的調査

リチウム（T）の滞留および透過挙動を評価するための照射もほとんどない．

試料や，タスク１の耐熱負荷特性を評価する照射試料も供

W の照射挙動とその機構を理解し，照射に対する抵抗性

給する．

の高い材料を開発するために，PHENIX 計画では，表１にW の融点は約３４２０℃であり金属中で最も高いが，構造物示すような材料を照射した．合金元素や結晶粒組織等に依の材料としての実際の使用では千数百度程度が上限であ存しない W そのもの（物質データ）における DBTT の低下

る．また機械機器材料として求められる機械特性は結晶粒や W の照射欠陥の基礎的な挙動研究のために単結晶（高純の大きさや形状，結晶粒内の転位密度などの微細組織に強く依存する．図１は W の物理特性と一般的な加工を受けた材料の結晶粒組織の温度依存性を示す．W は融点が高いた
め，１０００℃を超えても他の金属よりも機械強度が高く，高温領域では延性も示すが，体心立方格子（BCC）の結晶構
造を持つことから低温では延性脆性遷移（DBT）挙動を示
し，この温度（DBTT）以下では脆性的な破壊を起こす．また低温領域では粒界が弱いことから，再結晶し結晶粒径が大きくなると，粒界を起点として割れる粒界脆化も起こ
す．ダイバータの材料として使う場合，使用温度である高温領域での強度も求められる．したがってダイバータ材料

図１

として長期に渡って安心して使うためには，（１）DBTT がW の物理特性と，加工された W の結晶粒組織発達の温度依存性．

低い，（２）再結晶を起こしにくい，（３）高温強度が高い，とcorresponding author’s address: Tohoku University, Sendai, MIYAGI 980-8579, Japancorresponding author’s e-mail: akira.hasegawa@gse.tohoku.ac.jp

１３６!2017 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

表１

4. Task 2 (2): Neutron Irradiation Effects on Tungsten

A. Hasegawa et al.

RB＊照射したタングステン材料
CW：冷間加工材，SR：応力除去処理材，R：再結晶材．

単結晶 W（１
０
０（
）１
１
０）
多結晶 W CW
多結晶 W SR
多結晶 W R
多結晶 ITER ダイバータ材
K ドープ W SR
K ドープ W 3％Re SR
La ドープ W 3％Re SR

W 0.2％Re
W 3％ReW 3.4％Re
W 5％ReW Y203
UFG W
SiC-W Joint
W coated F８２H度材）を照射しているだけでなく，図２に示すような組織制御した材料も照射している［２］．このような結晶粒微細化などによる組織制御をすることにより，W の低温領域での割れを抑制し，合金化によってより高い再結晶温度や高温強度の向上が図られている．照射前の試験によってこれらの合金や組織制御材で前述の（１）〜（３）の特性向上が期待
あるいは確認されたものを照射試料として供しており，照射硬化や脆化といった材質変化の抑制が期待されている．
これらの材料の製造や評価は，LHD 計画共同研究や科研費などの資金を活用して行った［３，４］．
図２

これまでの W の中性子照射効果の研究では，原子炉内で典型的な純 W および W 合金における結晶粒組織の概略．

の照射体積が限られているので試験片の大きさの制限があり，微細組織や硬さのデータが主であった．しかし照射しのみの影響を解明するには十分である．

た材料の熱負荷時の変形やき裂発生の予測などには照射材

４．
２ 実験方法の引張り強さの温度依存性や熱伝導率等の材料データが必要であり，PHENIX 計画ではこれらのデータを取得するた

まず始めに，PHENIX 計画で日本側が中心となって準備

めに引張り試験片や熱伝導率測定試験片などを準備した．

し照射した試料に先行してデータが得られた米国が保有し前章で述べたように，照射量は照射効果の機構がはっきていた中性子照射材の概要を説明する．0.1 dpa 以下の低線

りわかる低照射量から，照射硬化などが飽和し始めると言

量照射は，照射時間が原子炉の照射サイクル（約１ヶ月／

われる 1〜2 displacement per atom（dpa）程度までを目標

約 0.2 dpa）よりも短いため，原子炉の運転中でも炉から出に原子炉での照射を行った．また材料試験炉で懸念される

し入れできるラビットキャプセルを用いて行われた．ただW の熱中性子吸収による核変換で生成されるレニウム

し，ラビットキャプセルは内径が 10 mm 程度と狭く，熱中（Re）やオスミウム（Os）の影響を抑えるために，核変換元性子吸収材を入れることができないので核変換を抑制する

素の濃度が数％になる高照射量の試験において，熱中性子

熱中性子遮蔽は行っていない．照射は，室温から８００℃までを吸収するガドリニウム（Gd）を熱中性子遮蔽材として核の温度範囲で，0.02 dpa から 5 dpa まで照射された．試験片

変換を抑制できる照射キャプセルを作製した．また W だけ

は微小引張り試験片形状で，単結晶 W が大部分を占める．

ではなく，将来の構造材との接合や W の被覆を考慮し，そのため，結晶粒の大きさや形状，加工による転位などにW/SiC の接合材についても照射も行い，その照射後特性の依存しない W そのもの基礎データを得ることができる．照評価試験方法の開発も行った．一方，原子炉照射試験は，射後の試験は陽電子消滅法による格子欠陥の同定や，硬さ

キャプセルの設計から製作・試験片装荷・検査に約１年，測定と引張り試験を行い，照射による微細組織の変化によ照射（1 dpa）に１年，放射能の冷却から試験片取り出しまる照射硬化や引張り変形の挙動を調査した．

で 約１年 と 約３年 以 上 の 長 期 間 に わ た る．さ ら に，照射による材料劣化を抑制するには，結晶粒の大きさや

PHENIX 計画のメインの照射である RB＊キャプセル照射

形状，転位組織の導入などの工夫が必要である．核融合炉

では照射温度は３温度あるが，照射量が１レベルしかなの照射環境下での長期間の使用を目的として，日本で開発

い．これまで系統的な原子炉での照射研究があまり行われし た 多 結 晶 材 や 合 金 な ど の 組 織 制 御 材 に つ い て は，ていない W の中性子照射による材料挙動を理解し，解明し

PHENIX 計 画 で 新 た に ラ ビ ッ ト キ ャ プ セ ル を 製 作 し，ていくには，より広い条件下での挙動のデータの収集が必

８００℃と１１００℃で１サ イ ク ル，約 0.2 dpa の 照 射 を 行 っ要である．そこで PHENIX 計画で得られる試験片の照射後た．ラビットキャプセルなので熱中性子の遮蔽効果はな

実験の準備も兼ねて，米国が保有していた，これまでのプ

い．この照射試料は熱伝導測定用ディスクの形状であり，ロジェクトにおいて HFIR で低線量中性子照射された W

照射は既に完了し，現在放射能の冷却中である．

試 料（熱 中 性 子 遮 蔽 無 し）の 照 射 後 試 験 も 実 施 し た．

単結晶や微細組織制御した各種 W 材料の照射は，熱中性

0.1 dpa 以下の低線量では核変換のレベルも低く，照射欠陥子遮蔽を 施 し た 大 型 の 照 射 装 置（RB＊キ ャ プ セ ル）で１３７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.3 March 2017

１〜1.5 dpa をめざして現在照射中である．PHENIX 計画の化の損傷量依存性はほぼ同じ傾向にあるが，1 dpa 以上で照射実験の特徴は材料試験炉において核変換を抑制し，よは，HFIR のように熱中性子の多い水冷却原子炉での照射

り核融合炉に近い中性子環境を実現するこの熱中性子遮蔽と，熱中性子の少ない Na 冷却の高速炉照射を比べると，にあり，その詳細は第３章で述べられている．引張り試験

HFIR の方が照射硬化量がずっと大きくなる傾向が見られや熱伝導測定 用 ディ ス ク な ど 各 種 形 状 の 試 験 片 を５００，

た．これは HFIR での 1 dpa 以上の照射では核変換により

８００，１１００℃の各温度で照射している．２０１７年前半で照射をReが数〜十％程度に達し，WReやWRe3 といった析出物が完了し，放射能を冷却したのち，２０１８年からの照射後試験

多量に形成されることが原因と考えられている
［１，
９］．陽

に向けて照射後試験装置の整備を進めている．

電子消滅法や透過型電子顕微鏡による微細組織観察の定量的な評価からもそれが裏付けられた［５，６，８］．これらの結４．
３ これまでの主な成果

果から，HFIR での 1 dpa 以上の照射においては熱中性子遮照射欠陥の温度による挙動を明らかにするために，ラ蔽による核変換の抑制の重要性が認識され，前章で述べた

ビットキャプセル中で室温において低線量（0.03 dpa）照ように現在熱中性子遮蔽を施した大型のキャプセル射を行った W 単結晶試料の照射硬化量の照射後熱処理に（RB19J）での照射が進められている．

よる変化と，陽電子消滅法や透過型電子顕微鏡で観察した

４．
４ 今後の課題

損傷の温度による変化の挙動を図３に示す［５］．
図の左端は照射前のビッカース硬さである．低線量のた

照射の終わった試験片は放射化しているため１年程度のめ照射硬化量は小さいが，照射後の昇温によって硬さが増冷却が必要であり，その後キャプセルを解体し，米国での加し，６００〜８００℃で最高となって，その後は硬さが減少す

照射後試験を行うと共に，一部の試験片を日本へ輸送し，ることがわかる．これは陽電子消滅法や透過電子顕微鏡に国内でも照射後試験を行う予定である．放射化している試よる組織観察の結果から，温度が上がったことによるボイ験片の評価には放射線管理区域内での実験が不可欠であドなどの空孔クラスターの核形成および成長と，格子間原り，そのための装置の整備や，効率的な試験片の利用など

子型の転位ループの形成と成長により，W 中の転位のすべの照射後実験計画を調整していくことが必要である．

り運動の抵抗が発生し，その結果，変形能の低下，すなわ
ち硬化を示すようになったと考えられる［６］．焼鈍の温度

参考文献

が上がることで，これらの欠陥クラスターはさらに成長し［１］A. Hasegawa et al., J. Nucl. Mater. 471, 175 (2016).
［２］長谷川晃：プラズマ・核融合学会誌 92, 891 (2016).
［３］M. Fukuda et al., Fusion Sci. Eng. 68, 690 (2015).
［４］A. Hasegawa et al., presented at the 25th IAEA Fusion
Energy Conference, Saint Petersburg, Russian Federation, Oct. 13-18, 2014.
［５］X. Hu et al., J. Nucl. Mater. 480, 235 (2016).
［６］X. Hu et al., J. Nucl. Mater. 470, 278 (2016).
［７］S. Morozumi et al., J. Nucl. Mater. 108&109, 417 (1982).
［８］M. Fukuda et al., J. Nucl. Mater. 479, 249 (2016).
［９］M. Fukuda et al., J. Nucl. Mater. 455, 460 (2014).

粗大化したり，また欠陥を放出することで縮小し消滅する
ことから，高温部では硬さの回復が見られるようになったと考えられる．同様の結果は Mo 等の他の高融点金属材料
では報告されている［７］が，W の中性子照射材の系統的な基本データはこれまであまり取られておらず，照射後の欠陥の基本的な挙動を理解する上で貴重なデータが得られた．
図４はこれまでに得られている純 W の照射硬化量の損
傷量（dpa）依存性のデータをまとめて示したものである［８］．図４中の①〜④が PHENIX 計画で得られたデータである．1 dpa 以下では熱中性子の多寡にかかわらず，照射硬図３

中性子照射した W 単結晶の照射後焼鈍による硬さと損傷組織の変化［５］．

図４

１３８

純 W の照射硬化量のはじき出し損傷量依存性［７］．

J. Plasma Fusion Res. Vol.93, No.3 (2017)１
３９‐１４３

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画−前半の成果と後半の研究計画−

５．タスク３

トリチウム挙動および中性子照射効果

5. Task 3: Tritium Behavior and Neutron Irradiation Effect
大 矢 恭 久，波 多 野 雄 治１），片 山 一 成２），山 内 有 二３），信 太 祐 二３），大 塚 哲 平４），諒５），上 田 良 夫５），外 山
健６）
近 田 拓 未，原正 憲１），大 宅OYA Yasuhisa, HATANO Yuji１）, KATAYAMA Kazunari２）, YAMAUCHI Yuji３）, NOBUTA Yuji３）,
OTSUKA Teppei４）, CHIKADA Takumi, HARA Masanori１）, OYA Makoto５）,
UEDA Yoshio５）and TOYAMA Takeshi６）
静岡大学，１）富山大学，２）九州大学，３）北海道大学，４）近畿大学，５）大阪大学，６）東北大学（原稿受付：２
０
１
６年１
２月２
０日）

原型炉プラズマ対向材料は極めて高いフラックスの D/Tプラズマに高温で長時間曝露されることから，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（W）のトリチウム滞留と透過挙動を明らかにすることを目的に研究を進めており，これまでに，高温で鉄イオンを照射した場合には，室温で照射したのち同じ温度でアニール（熱処理）した場合に比べ，重水素の滞留量が大きく減少することを明らかにした．これは，高温照射中の欠陥のダイナミックな回復によるものである．水素同位体透過挙動では，温度によりトリチウムの拡散経路が変化することが実験的に初めて示された．また，鉄イオン照射 W やヘリウム（He）イオン照射 W では低温で透過率が低下することが示唆された．現在，オークリッジ国立研究所で中性子照射を行っており，今後は中性子照射材中の水素同位体滞留・拡散・透過挙動をさらに詳細に明らかにしていく計画である．
Keywords:
tritium, neutron irradiation, tungsten, plasma irradiation, retention, permeation, PWI

５．
１ 研究背景と目的滞留量が増加することが示された（図１）．

将来の核融合原型炉において，プラズマ対向機器中のト

このようなトリチウムインベントリーの増加が原型炉をリチウム制御は，トリチウム透過漏えいの抑制やトリチウ

模擬した高温の照射環境でどのように変化するのかを明ら

ムリサイクリングの観点から極めて重要な課題の一つであかにすることは，核融合炉の実用化を見通すために必要不る［１，２］．プラズマ対向機器には 14 MeV の中性子ととも可欠である．そこで，PHENIX 計画では高線量の中性子照に，燃料となる水素同位体及び核燃焼に伴って生成するヘ射が可能なオークリッジ国立研究所（ORNL）の研究用原リウムが同時に照射され，中性子及び高エネルギー粒子に

子炉 HFIR を用いて高温下での中性子照射を行うとともよる照射損傷の形成はダイナミックに変化する．そのたに，中性子照射材を取り扱うことができ，かつトリチウム

め，トリチウムインベ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れる．日米科学技術協力事業における前プロジェクト TITAN 計画では，320〜350 K で 0.025
displacement per atom（dpa）まで中性子照射したタング
ステン（W）中の重水素の滞留とその後の昇温脱離挙動が調べられ，473 K で重水素プラズマ照射した場合には捕捉
重水素濃度が約 1 at．％に達すること，捕捉さ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，中性子照射では

図１

プラズマ対向材料のバルクに均一に照射損傷が導入され，プラズマ対向材料におけるトリチウム挙動と本研究の位置
付け．

高温ではバルク中へ速やかに重水素が拡散することによりcorresponding author’s address: College of Science, Academic Institute, Shizuoka University
corresponding author’s e-mail: oya.yasuhisa@shizuoka.ac.jp

１３９!2017 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.3 March 2017

取扱施設であるアイダホ国立研究所（INL）の Safety andtion Application（TIARA）装置を用いて，高エネルギー鉄Tritium Applied Research（STAR）施設で照射後試験を行イオン（DuET : 6.4 MeV Fe3＋，TIARA:6 MeV Fe2＋；打ちうことにより，世界に先駆けて，高温中性子照射材におけ込み深さ約 1 μm）の照射も実施した．鉄イオン照射試料をるトリチウムダイナミックス解明研究を行うこととした

INL 及びサンディア国立研究所（SNL）に輸送し，重水素［８］．

プラズマ照射実験及びトリチウム（重水素）透過実験を行った．SNL ではトリチウムを取り扱うことはできない

５．
２ 使用施設が，TGAP 装置と異なり，1473 K をこえる高温での重水素本タスクにおける研究の流れを図２に示す．主な試料と透過実験が可能であり，TGAP と相補的な研究結果が得らしてアライドマテリアル社製の歪取タングステン（W）を用れることが期待できる．また，一部の試料は国内の大学研

いた．機械的に研磨し鏡面に仕上げた後に，高真空下で究機関において X 線光電子分光分析（XPS），グロー放電1173 K にて３０分間焼鈍した．これらの試料を ORNL に送付

発光分析（GD-OES），透過電子顕微鏡観察（TEM）等の表

し，HFIR にて中性子照射を行った．HFIR では３章でも述面分析を行うとともに，重水素イオン照射実験を行い，低べたように低線量照射ではラビットキャプセルを，高線量照射量であるがイオンエネルギーを制御した実験を行うこ

照射ではガドリニウム（Gd）シールドによって熱中性子にとにより，重水素プラズマ照射実験との比較データを集積＊

よる影響を低減するために RB キャプセルを用いた．RB＊することとした．

キャプセルについては現在中性子照射中である．これらのINL の TPE 装置は TITAN 計画でも使用していたが，ト試料を今後，INL の STAR 施設に輸送し，直線型プラズマ

リチウムを取り扱うため放射線管理区域内のグローブボッ

装置 Tritium Plasma Experiment（TPE）装置での重水素プ

クス中に設置されている．また，１９８０年代に作られた装置

ラズマ照射と昇温脱離実験を実施すると共に Tritium Gas

で，制御系はほぼ全てがマニュアル操作であるため，プラ

Absorption & Permeation（TGAP）装置にてトリチウムガ

ズマ照射実験の際には研究者が放射線管理区域内に８時間

ス透過実験を行う計画である．また，タスク２と同様に，以上常時滞在する必要があった．放射線管理区域内は換気米国が保有していた，過去のプロジェクトで HFIR にて中されているとはいえ，装置からの排熱等で高温であるとと性子照射された単結晶W試料をSTAR施設に輸送し，TPE

もに，トリチウムとベリリウムによる汚染対策のために防を用いて重水素（D）の滞留量を測定した．

護服を着用し続けなければならず，作業者のストレスは非これらの中性子照射材を用いた研究にさきがけて，中性

常に大きなものであった．そこで，これらの問題を解消し，子照射材との比較を行うために，京都大学の複合ビーム材

実験の効率化と研究者の安全確保を実現するために，リ

料 照 射 装 置（DuET）及 び 量 子 科 学 技 術 研 究 開 発 機 構

モート制御できる電源及びデータ収集システムが整備され（QST）の Takasaki Ion Accelerators for Advanced Radia-

た．INL ではひとつひとつ安全評価を着実に行う必要があ

図２

タスク３における使用設備と研究の流れ．

１４０

Project Review

5. Task 3: Tritium Behavior and Neutron Irradiation Effect

Y. Oya et al.

るため，予定していた期間よりも時間はかかったが，試料（図４）であり，このタブの部分を切り出し，初期的な実験

取り付け時に管理区域内に入る必要があるのみで，その後を行った．図５に HFIR にて 673 K で 0.1 dpa 中性子照射しは管理区域外から制御可能なシステムを構築することがでた の ち に TPE に て 中 性 子 照 射 と 同 様 に 673 K に てきた．本システムを用いることにより，これまでよりも効

5.2×1025 D/m2 まで重水素プラズマ照射した W における率的に実験を遂行可能となった．

TDS スペクトルを示す．比較のために同様の温度で重水素

水素透過挙動評価には INL の TGAP 装置と SNL の High

プラズマ照射した非照射材の結果も示す［８］．この結果か

Temperature Permeation System（HT-Perm）装置を用いら明らかなように中性子照射することにより重水素滞留量

た．TGAP 装置は最高温度が 900 K であるがトリチウムガが増加するとともに，脱離ピークが高温側まで広がっていスを用いることが可能であり，放射能計測により高い感度

ることがわかる．これは，中性子により形成された照射損が得られることから，比較的低温の水素透過量が少ない条傷がバルクまで均一に分布することから，重水素がバルク

件でも透過を評価することができる．トリチウム計測のた
め，TGAP は上流，下流ともガスフロー環境となっている．
透過したトリチウムはエチレングリコールバブラーを用いて捕集し，液体シンチレーションカウンターで定量した．
一方，SNL の HT-Perm 装置は重水素しか取り扱うことができないが，1473 K を超える高温での水素透過挙動の評価が可能である．透過してきた重水素を質量分析器にて測定するために，HT-Perm 装置では下流側は真空系になっている．

５．
３ 成果概要（１）中性子および重イオン照射した W における重水素滞
留挙動評価
照射損傷を導入した W における重水素滞留・放出挙動

図３

鉄イオンおよび低照射量の中性子を照射した W における
D2 TDS スペクトル（重水素イオン照射：室温）
［９］
．

図４

D プラズマ照射に用いた単結晶 W 引張り試験片（673 K,
0.1 dpa）．

図５

TPE にて重水素プラズマ照射した 0.1 dpa 中性子照射 Wと非照射 W の D2 TDS スペクトル［８］．THFIR は HFIR での中性子照射温度，TTPE は TPE で重水素プラズマに曝露した温度である．

を 明 ら か に す る た め に，TIARA に て 0.01 dpa お よ び
0.1 dpa まで鉄イオン照射した W に室温にて 1 keV D+2 イオ
ンを 1.0×1022 D m−2 まで照射し，D2 ガスの昇温脱離スペク
トル（TDS スペクトル）を測定した．その結果を図３に示す．比較のために，非照射 W,14 MeV 中性子にて 10−6 dpa
および熱中性子炉にて 10−4 dpa まで照射損傷を与えた W
における TDS スペクトルもあわせて示す．14 MeV 中性子
照 射 は QST の Fusion Neutronics Source（FNS）facility
で，熱中性子炉照射は京都大学研究用原子炉（水冷却）にて行ったものである［９，１０］．非照射 W では主要な重水素放出は 400 K 付近にあり，ほぼ全ての重水素は 600 K までに放出することがわかる．これは W 表面に吸着および転位
ループに捕捉された重水素の放出であると考えられる．一方，鉄イオンを 0.01 dpa 照射した W では大きな重水素の放出が 700 K 付近（Peak3）に見られることから，重水素が原
子空孔に捕捉されたことがわかる．照射損傷量が 0.1 dpa
ま で 増 加 す る と，さ ら に 高 温 側 に 新 た な 脱 離 ピ ー ク（Peak 4）が見られるようになり，ボイドのような欠陥集合体が水素同位体の安定な捕捉サイトを形成することが明らかとなった．熱中性子炉で10−4 dpaまで照射したWでは脱離ピークは非照射 W とほぼ同じ 400 K 付近に主要な脱離ピークを持つが，14 MeV 中性子照射 W では 10−6 dpa 程度
でも重水素脱離ピークが高温側に広がっていた．このことから，14 MeV 中性子によるカスケード損傷で生じる原子
空孔が重水素の捕捉に大きく寄与していることがわかる．
このように照射損傷量とその分布により重水素滞留挙動は大きく変わる．
米国が保有していた中性子照射単結晶 W は引張試験片
１４１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.3 March 2017中まで拡散し捕捉されるとともに，放出時には脱捕捉と再る．今後さらに実験条件を変化させ，詳細な検討を行う計

捕捉を繰り返し表面への拡散に時間を要することにより，画である．また，高温中性子照射試料における水素滞留挙

ピーク幅が大きく広がったためと考えられる．照射量およ動評価との比較が重要になってくる．

び照射温度が本研究とは異なるが，TITAN 計画において（２）タングステン中の水素同位体透過挙動評価

も 320〜350 K で 0.3 dpa および 0.025 dpa まで中性子照射しトリチウムの透過漏えい制御は核融合炉の安全性を確保た場合に 900 K を超える温度で大きな重水素脱離ピークをするとともに，トリチウムリサイクリング向上の観点から観測しており，また核反応分析法（NRA）で測定した表面重要である．そのためには，中性子照射により照射損傷を近傍の重水素濃度と滞留量の関係からバルク深部（50〜

導入することにより，どのように物理化学定数が変化する

100 μm）まで重水素が拡散していることが明らかになっての か あ ら か じ め 知 見 を 集 積 す る 必 要 が あ る．そ こ で，おり，本結果を支持している．今後，本研究で用いた試料

PHENIX 計画では中性子照射 W のトリチウム透過挙動をにおける重水素の深さ方向分析が重要になるとともに，評価し，非照射材と比較するとともに，その He 照射効果に1000 K を超える高温での中性子照射による重水素滞留挙

ついても検討する計画である．そのため，まず初めに非照動の変化について明らかにすることにより，原型炉におけ

射材での水素同位体透過挙動を 573 K から 1273 K の広い温るトリチウム滞留挙動を予測することが可能となると考え度範囲で測定した．その結果を図７に示す［１２］．873 K 以られる．

上の高温における SNL HT-Perm 装置での結果は Frauen-

照射損傷 W における重水素滞留におよぼす熱影響につ

felder ら の 結 果 と よ く 一 致 し て い る こ と が わ か る［１３‐

いて調べるために，DuET にて 573 K または 1173 K にて鉄

１５］．一方，INL の TGAP 装置を用いた 900 K 以下の温度でイオン照射した W と，TIARA にて室温で鉄イオン照射しの透過実験ではFrauenfelderらの結果よりも高い透過率がた後に高真空下で 573 K または 1173 K で３
０分間アニールし得られたが，室温への外挿値は Ikeda らが室温近傍で測定た W に，室温にて 1 keV D+2 を 1.0×1022 Dm−2 まで照射しした水素透過率と一致した［１６］．Oda らは計算機シミュた際の D2 TDS スペクトルを図６に示す［１１］．573 K アニー

レーションにより水素透過に及ぼす結晶粒サイズの影響にル試料は主要な脱離ピークが 800 K 付近に見られ，ボイド

ついて報告している．その結果，結晶粒サイズが小さくな

が十分に回復せず，重水素の主要な捕捉サイトになっていると透過率が上昇する傾向を見出している［１７］．本研究でることがわかる．573 K で鉄イオン照射した試料と室温で用いた歪取タングステンの結晶粒サイズは TEM 観察の結照射した後 573 K でアニールした試料を比較すると，800 K

果から約 3 μm 程度と見積もられており，この結果をシの脱離ピークが高温鉄イオン照射試料では室温鉄イオン照ミュレーション結果に適用すると，トリチウムを用いた

射後アニール試料と比較すると小さくなっていることがわ

TGAP 装置での結果は，結晶粒界の影響を大きく受けていかる．このことは，高温鉄イオン照射時には照射損傷形成

ることがわかる．すなわち，高温では粒内拡散が主要な水とその回復がダイナミックに進行するため，重水素滞留量

素の透過機構となるが，低温では粒界拡散が主になると結が室温で照射した場合よりも低減することを示唆してい論づけられる．

る．特にボイドに捕捉される重水素でその傾向が顕著であ

さらに国内研究として，鉄イオン照射 W における重水素

り，熱アニーリングによるダイナミックな照射損傷の成ガス透過について評価した．図８にその結果を示す．照射長・回復挙動の理解が水素滞留挙動予測に重要であると言損傷が蓄積すると 973 K では明らかに透過率が低下するこえる．また，高温（1173 K）ではボイドが減少し，一つのとが示された．これは水素の拡散経路に重水素が捕捉され欠陥内に捕捉される水素原子数が増えたため，水素原子一つ当たりの欠陥との結合エネルギーが低下した可能性もあ

図６

高温鉄イオン照射W試料と室温鉄イオン照射後アニールW
試料に重水素イオン照射した際の D２ TDS スペクト ル
［１
１］
．

図７

１４２

非照射W試料における573 Kから1273 Kの温度領域での水素同位体透過挙動．

Project Review

5. Task 3: Tritium Behavior and Neutron Irradiation Effect

Y. Oya et al.

室温で照射したのち同じ温度でアニールした場合に比べ，重水素の滞留量が大きく減少することを明らかにした．これは，高温照射中の欠陥のダイナミックな回復によるものである．今後，重水素深さ分布を明らかにし，その滞留機構について検討する．水素透過挙動については，非照射 Wにおいて系統的な実験結果が得られた．温度によりトリチ
ウムの拡散経路が異なることが示された．また，高温での透過挙動の知見を集積することができた．鉄イオン照射 W
や He イオン照射 W では低温で透過率が低下することが示唆された．今後さらに照射量を変化させて，メカニズムの理解につなげる計画である．
図８

ORNL での HFIR 中性子照射が進行し，後半３年ではこ鉄イオン照射 W 試料における重水素透過挙動．

れまでよりも多くの中性子照射材を用いた研究が実施できる見通しが得られた．また，TPE の安全かつ効率的な運用ることにより，W 中での水素拡散経路が減少したことによができるようになり，今後，中性子照射材中の水素同位体

ると考えられる．温度が高くなり照射損傷が回復すると水滞留・拡散・透過挙動を詳細に明らかにすることができる

素の拡散経路も回復し，重水素透過率は非照射材に近づと考えられる．

き，1173 K でほぼ非照射材と一致する結果が得られた．さらに 1173 K に加熱した後に再度 973 K にて透過率を測定す

参考文献

るとほぼ非照射材と同じ透過率となることがわかった．こ［１］Y. Ueda et al., Fusion Eng. Des. 89, 901 (2014).
［２］Y. Oya et al., Fusion Eng. Des. 13, 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. to be submitted.
［９］H. Fujita et al., Phys. Scr. T167, 014068 (2016).
［１０］Y. Oya et al., J. Nucl. Mater. 461, 336 (2015).
［１１］S. Sakurada et al., Nucl. Mater. Energy, 9, 141 (2016).
［１２］D.A. Buchenauer et al., Fusion Eng. Des. 109-111, 104(2016).
［１３］R. Frauenfelder, J. Vac. Sci. Technol. 6, 388 (1969).
［１４］A. Zakharov et al., Fiziko Khim MekhanMat. 9, 29 (1973).
［１５］G.A. Esteban et al., J. Nucl. Mater. 295, 49 (2001).
［１６］T. Ikeda et al., J. Nucl. Mater. 417, 568 (2011).
７］T. Oda, Fusion Eng. Des. 112, 102 (2016).
［１のことから照射損傷が水素の透過・拡散挙動に大きく影響していることが明らかとなった．今後，同様の実験を中性子照射材でも実施し，表面近傍だけに照射損傷が導入される鉄イオン照射とバルク全体に均一に照射損傷が導入される中性子照射との水素透過・拡散に及ぼす影響を評価する計画である．

５．
４ 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いる．当初計画していた高温下での水素同位体の滞留・拡散・透過について系統的な研究が進捗している．水素滞留挙動では，高温（673 K）で中性子照射した W 中の重水素滞留挙動に関する知見を得ることができた．また，高温で鉄イオンを照射した場合には，

１４３

J. Plasma Fusion Res. Vol.93, No.3 (2017)１
４４‐１４５

プロジェクトレビュー 日米科学技術協力事業 PHENIX 計画−前半の成果と後半の研究計画−

６．まとめと今後の研究計画
6. Summary and Future Plan
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：２
０
１
６年１
２月２
０日）

PHENIX 計画は，タングステン（W）をプラズマ対向材

路が変化することを見出した．今後，ラビットキャプセル

料とするヘリウム冷却プラズマ対向機器（PFC）の核融合

および RB＊キャプセルで照射した試料を用いて，水素同位炉環境下における健全性および安全性の評価と，原型炉実体挙動の中性子照射温度・照射量依存性に関するデータ現に向けた開発課題の抽出を目的とし，２０１３年度から６年

ベースを構築し，原型炉でのトリチウム挙動予測の基盤と計画でスタートした．既に前半の研究をほぼ予定通りに進する．

め，後半に入った．

伝熱実験および熱負荷実験により提案するヘリウム冷却

タスク１で実施している高温高圧ヘリウムループを用いプラズマ対向機器の概念設計に，タスク２から得られる中た衝突噴流群伝熱実験では，狭隘流路内での層流化に起因性子照射効果，およびタスク３からのトリチウム挙動予測する伝熱特性の劣化という問題が見出された．今後ヘリウ

を加え，PFC システムの総括熱流応答解析を行い，PFC

ム温度５００〜７００℃の高温実験のデータを補完すると共に，設計条件や使用限界，今後の開発課題を明確にする．

層流化の乱流モデリングのための基礎実験を進める．まPHENIX 計画はヘリウム冷却 PFC を主眼においてはいた，冷却構造の最適化のための数値シミュレーションによるが，W 材料の熱機械的特性やトリチウム挙動に及ぼす中るダウンセレクションを行い，新しい概念設計およびそれ性子照射影響は水冷却システムにも共通する課題である．

に関連する伝熱実験を行う．また，タスク２の協力を得て，国内の研究用原子炉が停止している中にあって，大規模な中性子照射 W 材料の熱伝導度測定および熱負荷実験を実

中性子照射と照射後試験を実施する機会は極めて限られて施する．

おり，本研究で得られる照射データベースは核融合コミュ

タスク２では多様な W 材料についてラビットキャプセ

ニティの貴重な財産となるであろう．迅速な成果の公開ルを用いた比較的低線量の中性子照射と，熱中性子遮蔽をと，関係各所との緊密な情報共有を進めたいと考えてい＊施した RB キャプセルによる核融合環境に近い中性子ス

る．

ペクトルでの高線量照射を，これまでにない高温領域（５００また，フレキシブルな照射後試験を実施するため，照射〜１１００℃）で実施した．誘導放射能の減衰を待ち，２０１８年

材の一部を国内へ輸送することを計画している．特に，東のはじめから，これら照射試料について微細組織観察や機

北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研

械的特性試験を行い，タスク１で得られる熱伝導特性や耐究センターには，透過電子顕微鏡や陽電子寿命測定装置な

熱負荷特性のデータと合わせて，W 材料を原型炉プラズマ

ど材料分析に不可欠な装置群に加え，直線型プラズマ装置

対向材料として使用する際の健全性予測に不可欠なデータ

Compact Divertor Plasma Simulator（C-DPS）や昇温脱離ベースを構築する．また，過去のプロジェクトで中性子照実験装置が整備されており，核融合炉材料の照射後試験に射された W 試料の中から PHENIX 計画の目的に適合する

最適な環境が整っている．今後，関係各所と協議し，滞りものを抽出し，照射で導入された欠陥の集合・回復過程になく試料の輸送が行えるよう準備する予定である．

関する基礎的データを取得する．

以上のように，中性子照射はほぼ完了しつつある状況でタスク３では，同様に過去のプロジェクトで高温中性子はあるが，照射後試験はまさにこれから本格化する．極め

照射された W 試料に重水素プラズマを照射し，世界で初めて貴重な中性子照射試料なので，照射後試験の進め方につて高温環境下での中性子照射 W 中の水素同位体挙動に関いてご助言等をいただければ大変幸いである．

するデータを取得した．また，非照射材についてトリチウ

核融合炉の実現には，トリチウムや放射化物の取り扱い

ムの透過実験を実施し，温度によってトリチウムの拡散経に関する知識を有する研究者，技術者が不可欠である．まcorresponding author’s address: Grad. Sch. of Eng. Osaka Univ., Suita, OSAKA 565-0871, Japancorresponding author’s e-mail: yueda@eei.eng.osaka-u.ac.jp

１４４!2017 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

6. Summary and Future Plan

Y. Ueda et al.

た，ITER 計画などの国際共同研究で我が国が指導的立場

だいたアメリカ側の研究者に心より謝意を表する（所属はを得るためには，国際経験が豊富な研究者，技術者を育成

共同研究当時のもの）．

していく必要がある．PHENIX 計画は，このような人材育成の面でも貴重な役割を果たすものであり，若い研究者，

D. Clark（米国エネルギー省），L. M. Garrison，J. W. Ger-

博士課程学生の積極的な参加を期待する．

inger，X. Hu，Y. Katoh，T. Koyanagi，J. L. McDuffee，C.
M. Parish，A. S. Sabau，L. L. Snead（以上 オークリッジ国謝辞立 研 究 所），L. Cadwallader，B. Merrill，R. Pawelko，M.

研究の企画・実施に関しては，核融合科学研究所の日米Shimada，C. Taylor（以上 アイダホ国立研究所），D. Bu-

協力研究計画委員会の委員長（小森彰夫前所長，竹入康彦

chenauer，D. Donovan，R. Kolasinski，W. Wampler（以上現所長），幹事（金子修先生），委員各位にご指導ご協力を

サンディア国立研究所），S. I. Abdel-Khalik，M. Yoda（以上いただいた．本研究がアメリカ側の多大な協力により遂行

ジョージア工科大学）できていることはいうまでもない．最後に，参加協力いた

１４５