西尾 龍乃介

Experimental and numerical studies on MHD flow and control method in liquid metal breeder blanket of fusion reactors

The flowing lithium-lead alloy (LiPb) plays the roles of tritium breeder and coolant in the blanket systems of fusion reactors. Large magnetohydrodynamic (MHD) pressure drop is induced by the interaction between the liquid LiPb flow and a magnetic field. The mitigation of MHD pressure drop is a crucial issue for the development of liquid LiPb blanket. The electrical insulation of the inner surface of the flow channels of the liquid LiPb blanket is an effective option to reduce the MHD pressure drop. Nevertheless, the material for the electrical insulation that is chemically compatible with high-temperature liquid LiPb is still limited. The purpose of this thesis is to clarify the interfacial structure that can provide the reduction of the MHD pressure drop in the high-temperature liquid LiPb. The use of an α-Al₂O₃ layer formed on a FeCrAl alloy as the electrically insulating layer was proposed. The electrical conductivity of the α-Al₂O₃ layer was measured, and the oxide layer exhibited sufficiently high electric resistance for MHD pressure drop reduction. Numerical and analytical simulations revealed that more than 99 % of the MHD pressure drop can be reduced by the electrically insulating α-Al₂O₃ layer. The MHD pressure drop reduction by the α-Al₂O₃ layer was practically demonstrated through a flow experiment. In conclusion, the α-Al₂O₃ layer was clarified to function as the electrically insulating layer for reducing the MHD pressure drop.

菊池 浩司

最大Tsallis及びRényiエントロピー原理に基づく非平衡プラズマの統計力学的温度の検討

非平衡プラズマは半導体製造から核融合に至るまでの広範な技術に不可欠である.一方で，その温度の定義は長年の課題であった。エネルギー分布はしばしばMaxwellやBoltzmann分布から逸脱し，とりわけ高エネルギーtailを含む分布全体の形状を無視する従来手法では，得られる温度は定義によって異なった値をとることから, 温度の解釈が曖昧となる。この曖昧さは，プラズマの正確な理解と制御を妨げてきた.本研究では，Tsallis及びRényi統計の枠組みにおける最大エントロピー原理を適用することで，この問題を解決する。本枠組みは単一温度指標を超えるより豊かな状態記述を提供し，核融合，材料科学，及び天体物理等の理解や制御に広範な示唆を与える.

核融合炉の液体鉛リチウム合金(PbLi)ブランケット概念では、構造材料と液体PbLiの化学的共存性が課題とされている。構造材料の表面を保護性被膜で覆うことは、腐食を抑制することに繋がり、液体PbLiブランケットの信頼性を向上させることに繋がる。候補構造材料であるFeCrAl合金は、1000 ℃以上の大気下で酸化処理することにより酸化アルミニウム(α-Al₂O₃)被膜を自己形成する。このα-Al₂O₃被膜は、液体PbLi中においても熱力学的に安定であり、保護性酸化被膜として機能し得る。しかし、液体PbLiブランケットでは、液体PbLiの流れによりα-Al₂O₃被膜へせん断応力が発生する。また、配管内の液体PbLiが冷えて凝固するようなことがあれば、α-Al₂O₃被膜に付着した状態でPbLiが体積収縮することにより、被膜表面に対して垂直方向に引張応力が発生する。こうした応力の発生は、被膜内のクラックの進展や破壊、被膜の剥離を引き起こす可能性がある。しかし、被膜に対してせん断応力ならびに垂直応力が働く条件の模擬と構造的な耐性は明らかにされていない。こうした背景から、本研究の目的をFeCrAl合金上に形成されるα-Al₂O₃被膜の微細組織評価と基材界面における密着性の解明とした。FeCrAl合金や酸化物分散強化(ODS)型FeCrAl合金上に形成されたα-Al₂O₃ 被膜は緻密な組織を有しており、被膜と基材の密着性が十分に高いことがマイクロスクラッチ試験によりわかった。被膜と基材の界面における粗さが増加した場合、せん断方向の被膜密着性がアンカー効果によって改善されることがわかった。また、垂直引張試験を実施し、FeCrAl合金とODS-FeCrAl合金が形成するα-Al₂O₃被膜は、垂直方向にも十分な密着強度を示すことを明らかにした。

重粒子入射反応では測定データがまだ十分とはいえず、結果として核データライブラリに残る不確かさが、重粒子線治療の治療計画における線量評価に影響を与えている。本研究では、量子論的モデルである反対称化分子動力学（AMD）で核反応断面積を計算し、これを重粒子輸送計算コードPHITSに導入することで線量評価の精度を高めることを目指す。
輸送計算の重粒子入射反応で広く用いられている手法である量子分子動力学（QMD）は核子がフェルミ粒子であるという性質を十分に再現できていない。一方で、AMDは波動関数を反対称化することでフェルミ粒子の性質を取り入れたモデルである。この性質によって輸送計算にどのような影響を与えるか断面積をPHITSに導入することで比較する。本研究では、PHITSの機能である[Frag Data]セクションを介して AMDの断面積を実装した。
検証では、¹²C+¹⁶Oの二重微分断面積と角度微分断面積を実験と突き合わせ、しきい値を統一して比較した。また、平均場のパラメータセットによるAMDの断面積の違いについても比較した。その結果、AMDの断面積を用いた輸送計算により、ブラッグカーブと減衰率、フラグメント分布といった癌治療で重要な物理量について従来手法と比べて改善することがわかった。従来手法では全反応断面積に経験式を用いないと実験地を再現できなかったが、AMDでは微視的な物理量から巨視的な範囲まで一つのモデルで説明可能であることを示すことができた。加えて、輸送計算における平均場の影響についても不確かさの評価を定量的に可能にした。
以上より、本研究では輸送計算への量子論的手法の導入法を確立し、その適用により計算精度を高め、核データの医療応用における信頼性を大きく向上させることができた。

The objectives of this dissertation are to clarify the feasibility of a HTGR core design that enables a fuel management strategy of directly reusing spent fuel to enhance fuel utilization efficiency of existing core designs, and minimize the cumulative spent nuclear fuel quantity, without reprocessing and additional facilities. Neutronics calculation with a pin-cell model verified the potential to increase burnup while reducing the reactivity penalty when the pin-pitch is widened from 6.2 cm to 8.1 cm. On the other hand, neutronics calculation with a 2D core model estimated that the reactivity penalty of loading directly reused spent fuel is negligible even without widening the block pin-pitch. Although the discharge burnup could be further increased to 166 GWd/t by increasing the block pin-pitch from 4.7 cm to 5.9 cm, the amount of fuel blocks required would increase by 65 blocks. Based on the aforementioned results, a fundamental HTGR core design enabling the direct reuse of spent fuel that considers material balance without changing the fuel block design was proposed. Neutronics calculations with 3D shuffling core models showed that the core is capable of increasing the discharge burnup from 119.0 GWd/t (reference) to 132.5 GWd/t, while satisfying the maximum DBA fuel temperature criteria of 1600 °C. Therefore, the conceptual design of HTGR core specification without changing the fuel block design, when compared to the reference core design, capable of increasing the discharge burnup by 11%, having a 4% lower initial excess reactivity, and having a residual U-235 enrichment which is 0.7 wt.% lower, while maintaining a similar thermal safety performance has been proposed.

The application of non-axisymmetric magnetic fields in tokamak devices is a major field of plasma control research. The research in this field has progressed along two primary directions. The first research direction focuses on using non-axisymmetric magnetic fields to stabilize resistive wall modes and edge-localized modes. The other research direction is to passively stabilize the vertical position of vertically high-elongated plasmas by applying strong non-axisymmetric fields without feedback control systems.
Conventionally, axisymmetric simulation codes have been used for the tokamak control. Recently, three-dimensional (3-D) equilibrium solvers originally developed for stellarator research have been applied to tokamaks with non-axisymmetric coils. However, these codes have limitations: they do not account for conducting structures such as vacuum vessels, which are essential for tokamak control studies. Consequently, no control simulation code incorporates both the effects of non-axisymmetric magnetic fields and conducting structures.

Partitioning of radioactive elements from high-level liquid waste is crucial for the advanced nuclear fuel cycle. Various separation methods including solvent extraction and chromatography often involve time-consuming operation and secondary waste production. Therefore, this study presents a novel, safe, and environmentally friendly stimuli-responsive adsorption-desorption technique using zwitterionic-based polymer brushes with combination of cationic moiety, leading to creation of binary polymer brushes.
The zwitterionic polymer brushes have proven its capability to interact with trivalent cations, while the cationic moiety should act as ion repellent, enabling temperature-swing separation controlled by temperature. The polymer brushes effectively absorb and desorb lanthanide ions in aqueous solutions through electrostatic interactions.

福島第一原子力発電所の廃炉措置において重要となる放射性核種の迅速簡便かつ高効率な分離分析技術の確立を目的として、グリーンソルベントである深共晶溶媒(DES: Deep Eutectic Solvent)を用いたセシウム（Cs）及びウラン（U）のマイクロ分離分析システムを開発した。抽出後の水相側はICP-MSにより、有機相側は液体シンチレーションカウンタにより迅速にCs及びUの定量分析が可能である。メントールとウンデカン酸からなるDESは従来の有機溶媒に比べ、低毒性・高熱安定性といった安全面に加え、抽出剤の高い溶解性を有し、Cs及びUの高い水準で抽出できることを見出した。また、Csの逆抽出100％を実現し、DES溶媒の再利用性も確認した。さらに、水相-DES相はマイクロ流路で安定なプラグ流を形成でき、バルクよりも数十倍高速にCs及びUを抽出できることを実証した。本手法は、Cs及びUの分離から定量までのプロセスを大幅に簡略化でき、廃止措置現場への適用性を有するものと言える。