実用化以上のNbを添加した様々な高Nb含有Zr合金を真空中で熱処理した後、空気中に保存し、熱処理温度、時間による水素吸収特性及び窒化膜厚変化による水素拡散障壁の効果を検討した。

酸化物成分のZnOとCr₂O₃との粉末に金属Crの粉末を添加混合し、 加圧後焼結した固化体について、 金属Crの導入量や生成した結晶性物質が、 熱拡散率、 熱容量、 熱伝導率および熱膨張係数などに及ぼす影響について考察した。

"Overall Characterizations of Graphites as Fusion First Wall Material and Evaluation of the Stability against Plasmas" Interim Report by Fusion First Wall Material Research Group. Nuclear Fusion Reasearch Project, The Ministry of Education, Science and Culture, Japan

ITERでは、エロージョンおよびトリチウムリテンションの高さからカーボン壁が敬遠されているが、ダイバータでの僅かな使用でも他の材料の炉壁表面にカーボンダストが堆積して高いトリチウムリテンションを起こす可能性がある。一方で、使用環境が高温であれば、これらの欠点が回避されるので、炭素壁の使用も十分に可能と考えられる。このため、DEMOでの使用も含めて炭素材料そのもの、中性子照射により欠陥が導入された炭素材料、ダスト形状の炭素材料等について水素吸収特性とその放出特性を調べる必要がある。この研究では、予め飽和量まで気相中から水素を吸収させた試料からの水素の昇温脱離(TDS)を、これまで調べられていなかった1100℃を上回る1450℃までの温度範囲で測定した。等方性炭素材に対して行った6K/minでの測定結果によると、1000～1200℃付近に最大のピーク、1350℃付近にその1/3程度の大きさを持ったピークが認められた。はじめのピークは、その温度に黒鉛フィラー粒径依存性があり、フィラー粒内の拡散律速と考えられる。昇温速度を変化させ、ピーク移動から放出の活性化エネルギーを求めると、それぞれ3.48eV、6.93eVとこれまで評価してきた2.6eV、4.4eVよりも大きく、極めて高い値となった。また、ダスト材は、(1)水素雰囲気中での摩砕、(2)メカニカルアロイング、(3)グラファイトウィスカーに対して水素吸収実験を行った。摩砕資料では、熱分解黒鉛で最大1at%の水素吸蔵を示したのに対し、等方性黒鉛ではほとんど水素保持量の増加は観察されなかった。メカニカルアロイングでも同等の水素吸蔵量となり、黒鉛化度の極めて高いグラファイトウィスカーは、等方性黒鉛の1/100程度の低いリテンション量を示した。

プラズマ対向壁としての黒鉛、および炭素系材料について、核融合炉環境下での水素リサイクリング、ならびにトリチウムインベントリを評価するため、気相水素の吸収実験、水素イオン照射した試料、および気相で水素吸収させた試料からの水素昇温脱離実験を行い、得られたデータをもとに、水素移動機構、欠陥との相互作用解明に関する検討を行った。補助金の交付を受けた4年間に、1)黒鉛中への水素吸収プロセスの詳細、2)水素捕獲サイトの解明、3)吸収および放出挙動のモデル化とコンピュータシミュレーション、4)カーボンダストの水素吸蔵試験を実施した。1)では、水素吸収の際に2段階の吸収プロセスが存在することを確認し、これらが、初期に起こる黒鉛の結晶子粒界拡散、および時間が十分に経過して起こる結晶子内の層間への拡散移動であることをつきとめた。また、速度論的解析により、1段階目のプロセスは拡散律速で、2段階目のプロセスは、結晶子エッジ面での解離反応律速であることが確認できた。2)においては、結晶子エッジ面に整列して存在する不飽和炭素原子と黒鉛結晶子内の層間に存在する孤立した不飽和炭素原子が捕獲サイトであること、また結合エネルギーはそれぞれ2.6eVと4.45eVであることを求めた。しかし、実際の粒界を通じての移動に1.3eVという活性化エネルギーを持つプロセスが存在することも分かった。3)では、イオン照射や気相吸収させた試料からの水素昇温脱離実験のさまざまな文献データについて、このモデルを適用してシミュレーションを行ったところ、多くの実験データと非常によく一致し、その放出挙動を動的に評価することが可能となった。4)では、本来水素吸収が低い熱分解黒鉛がダストとなった場合には、バルクの約10倍の水素吸蔵量となることがわかった。このことは、核融合炉実機内の水素リテンション評価には、ダストの性状の評価が必要なことを示している。以上、この研究課題での学会発表は13件、論文発表は10件(うち投稿準備中が1件)であった。

核融合次期装置のプラズマ第一壁候補材として注目されている高融点金属材料(タングステン、モリブデン)中への水素吸収挙動を調べた。昨年度のタングステンを主とした測定品引き続き、本年度は、モリブデン、およびモリブデン炭化物についても、炭素含有率を変化合せた金属炭化物中への水素吸収と吸収速度の測定を行った。炭化物は、これらの金属粉末とカーボンブラック粉末を混合して1500℃、2時間の真空焼鈍を行うことで作製し、粉末X線回折によりその形成と残留炭素量を定量した。モリブデンは、この条件で、概ね炭化物となることが確かめられた。タングステンの場合、未反応炭素が比較的高い水素リテンションの原因となるとともに、酸素不純物が水素を強く捕捉することがわかった。一方、モリブデンの場合には、残留炭素が少ないにも関わらず、高い水素リテンションを示し、炭化物そのものが水素を捕捉するものと考えられ、酸素不純物の影響は、むしろ少ないことがわかった。このように、この2つの高融点金属および炭化物は、全く異なった水素吸収挙動を示した。これらの成果は、第8回核融合炉材料国際会議、日本原子力学会1998年春の年会、Journal of Nuclear Materialsに発表し、今後も引き続いて報告する予定である。

本研究では、核融合実験装置で使用されるプラズマ対向壁材料として、炭素系材料と高融合金属(タングステン、モリブデン)をとりあげ、核融合炉水素リサイクリング挙動解明の基礎データとなる高温での水素保持(リテンション)の測定を行った。また、この挙動に関する材料の構造との相関を調べるにあたり、粉末X線回析を中心とした材料のキャラクタリゼーションを行った、水素保持の測定では、1000℃程度の高温で、気相の水素から材料中への吸収を調べ、炭素材料では、その銘柄(製造会社)毎に大きな差違があることを見出した。同時に行った日本原子力研究所材料試験炉(JMTR)での中性子照射では、これらの試料で照射後に最大50倍の水素保持量を示すなど大きな変化が起こることがわかった。X線回析によれば、中性子照射した炭素材料では、照射による結晶のc軸方向への伸びに加えて結晶子サイズ(主としてa軸平行方向)が著しく減少することが確認され、結晶子の外周部面積の増大と水素保持量に良い相関があることがつきとめられた。以上のことより、炭素系材料における材料構造と水素保持量の関係が明らかとなり、将来のD-T反応で生じる14MeV中性子によって水素保持量、リサイクリング率が増大することが予想され、これらのシミュレーションを行うことができた。また、高融点金属の場合、単体の金属では水素保持量が少ないのに対して、炭素による表面汚染があれば保持量が増大することがわかり、このような炭素の効果を詳しく調べておく必要性のあることが改めて確認された。これらの成果は、隔年で開催されている核融合炉材料国際会議等において発表を行っている。

1.序 大型核融合実験装置で使用されている炭素系材料は,耐熱性,耐熱衝撃性に優れる反面,水素の吸蔵量が大きく,現状ではヘリウム放電等で水素量を下げてリサイクリングを制御している.しかし,今後の長時間放電に向けて,この水素リサイクリング過程についての知見を得ることが重要となっている.本研究では,まず高温における炭素材料中の水素リテンションを知ることを目的として,水素溶解測定を行い,水素溶解の機構とリテンション低減への提案を行なった. 2.方法 微量水素溶解度測定装置を用いて,20銘柄の試料について,水素溶解度,溶解速度の測定を行なった.この溶解に及ぼす試料の特性については,粉末X線回析を中心に測定を行い,溶解挙動に及ぼす中性子照射効果をJMTR照射試料について試験した. 3.結果 水素溶解度は,使用した炭素材料銘柄毎で著しく異なり,最大16倍の違いが見られた.この違いは,試料の格子定数C_Oより求まる黒鉛化度によって説明することができ,高黒鉛化度の試料ほど水素溶解度が低くなることが分かった.また,中性子照射によっても水素溶解度が最大50倍に増加することから,水素は格子欠陥に捕捉されているものと考えられ,捕捉サイト濃度の評価を試みた.さらに,炭素-水素の強い結合が存在する系での脱捕獲,再捕獲,拡散,再結合を素過程とした動的な移動機構をモデル化して,実験結果との比較を行なった.今年度の成果については,これまでの実績と合わせて,第6回核融合炉材料国際会議(平成5年9月,イタリア),第2回核融合炉燃料-材料相互作用に関する日露ワークショップ(平成5年10月,ロシア)において発表を行なった.