野上 修平

我々は、IFMIF/EVEDAにおける微小試験片による疲労試験技術の開発を主導し、これまでの照射研究で用いられてきた微小疲労試験技術の課題を明らかにするとともに、課題を解決しうる技術を開発し、提案した。しかし、中性子照射試験を想定した場合、試験片の照射温度制御・計測に対する課題が懸念されていた。本研究では、この開発技術の中性子照射試験への適用性を高めるため、試験片の改善案の提案とその適用性の検証を目的とする。

原子力材料評価に関する研究

本研究は「核融合の将来への幅広いアプローチ協定」に基づく活動（BA活動）の一環として実施する、原型炉ブランケットにむけた材料工学研究開発タスクの一部を成すものである。本研究では、低放射化フェライト鋼の引張特性および原型炉ブランケット筐体構造体の変形挙動および構造強度に及ぼす応力3軸度の影響について明らかにすることを目的とする。平成25年度の共同研究において、電磁力などの負荷によりブランケット筐体構造体では応力3軸度が最大2程度になることを有限要素解析により明らかにした。これに基づき本研究では、応力3軸度が2程度までとなる引張試験片を開発し、材料の引張特性に及ぼす応力3軸度の影響を実験的に評価する。さらに、この実験結果と、ブランケット筐体構造の構造解析結果を総合し、構造不連続性や組織不連続性に起因した応力3軸度分布を有するブランケット筐体構造の変形・破壊挙動について評価する。本共同研究により、国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構側は量子機構で開発を進めている固体増殖水冷却方式の筐体構造を有するブランケットについて、構造強度の観点からの成立性の見通しや、改善すべき点、実機の設計および製作にあたり必要とされる構造材料の機械特性データが提示されることが期待できる。国立大学法人東北大学側は、量子機構から提供される具体的な設計例を研究対象とすることで、核融合構造設計に関する基盤技術開発を進めることが出来る。

ヘリカル型核融合炉FFHR-d1のダイバータは、母材として酸化物分散型銅が、プラズマ対向材として純タングステンが適用されている。一方、東北大の長谷川・野上研究室が中心となって実施したLHD計画共同研究では、純タングステンを上回る再結晶温度や機械特性、耐照射特性を有する先進タングステン材料が開発された。よって、これらのタングステン材料を適用することにより、FFHR-d1ダイバータの性能向上が期待される。本研究では、第二相分散や合金化により優れた特性を発現する先進タングステン材料と銅材による熱間等方圧（HIP）接合体を開発し、先進タングステン材料のFFHR-d1ダイバータへの適用性を明らかにすることを目的とする。

核融合炉機器の構造健全性の評価のためには、構造材料の精度の高い機械特性データを適用することが重要である。耐中性子照射特性の評価や、限られた分量しかない開発素材の評価には、微小試験片を用いた機械特性評価が適用されるが、特にひずみ量の計測精度は十分でない場合が多い。申請者のグループでは、ダイバータ用タングステン材の開発を進めているが、整備した機械特性データベースには同様の課題が残されている。本研究では、高精度なひずみ量計測が困難な微小試験片を用いた機械試験に対し、援用的に有限要素解析を適用することにより、機械特性評価手法を高度化することを目的とする。