溶融塩原子炉の開発を目指した溶融塩循環制御技術に関する研究
キーワード：フッ化物溶融塩、トリチウム、化学制御
2019.04.

超臨界CO2ガスタービン発電システムにおける微量トリチウムの挙動に関する基礎的研究
キーワード：トリチウム、超臨界二酸化炭素
2017.04.

高温ガス炉を用いたトリチウムの生産と閉じ込めに関する研究
キーワード：トリチウム、高温ガス炉
2013.04.

土壌から植物へのトリチウム移行モデルの構築
キーワード：トリチウム水、土壌、植物
2012.04.

トリチウム増殖セラミックス材料の質量移行とトリチウム挙動に関する研究
キーワード：核融合炉ブランケット、トリチウム、リチウム
2010.04.

核融合炉プラズマ対向壁における物質移動現象に関する研究
キーワード：プラズマ-壁相互作用、トリチウム
2006.04.

プラズマを用いた気体状水素化合物の分解回収法の研究開発
キーワード：核融合炉、燃料処理プロセス、高温ガス炉、プラズマ分解、水素製造
2006.04.

液体トリチウム増殖材料におけるトリチウム挙動に関する研究
キーワード：トリチウム、フリーべ、リチウム鉛、リチウム
2005.05.

核融合炉で使用後10年以内に再利用可能な低放射化バナジウム合金の試作開発
2020.04～2025.03, 代表者：長坂 琢也, 核融合科学研究所, 核融合科学研究所
核融合炉ブランケットは炉心プラズマに最も近い位置に設置されるため中性子による放射化が大きく、その重量も約1000トンと大きい。そのため低放射化材料が開発され、放射性廃棄物として処分するのではなく、使用後100年程度の冷却期間を経て再利用することが検討されてきた。これに対し申請者らは、バナジウム合金を用いこれを10年以下にすることを最終目標としている。そのために、候補合金の試作と各種特性評価を行って最適組成を見出すとともに、核融合炉で材料を循環・再利用するためのシナリオを示す。.

LHD計画共同研究「ヘリカル炉液体ブランケット用機能性被覆の実用化に向けた製作技術開発」
2021.04～2023.03, 代表者：近田拓未, 静岡大学, 核融合科学研究所
ヘリカル型核融合炉の液体ブランケット用機能性被覆の実用化に向けて、その製作技術に関わる研究開発を行う。.

溶融塩原子炉の開発を目指した溶融塩循環制御技術に関する研究
2019.04, 代表者：片山一成, 九州大学, 九州大学
安全性の高い次世代原子炉として、フッ化物溶融塩を用いた溶融塩原子炉が注目されている．しかしながら、高温の溶融塩を安全に安定して循環させる技術は確立されていない．本研究では、フッ化物溶融塩を用いた原子炉の開発を目指した基礎的研究を行う．.

日米科学技術協力事業核融合分野「FRONTIER」
2019.04～2024.03, 代表者：波多野雄治, 富山大学, 核融合科学研究所
原型炉ダイバータにおける界面反応ダイナミクスと中性子照射効果、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(Task2).

LHD計画共同研究「核融合原型炉二次冷却系におけるトリチウム挙動」
2017.04～2020.03, 代表者：片山一成, 九州大学, 核融合科学研究所
ヘリカル型核融合原型炉二次冷却系候補材である超臨界CO2の化学的特性の理解を深めるとともに、トリチウム取扱に関わる基礎的、工学的研究を行う。.

日米科学技術協力事業核融合分野「PHENIX」
2013.04～2018.03, 代表者：上田良夫, 大阪大学, 核融合科学研究所
中性子照射タングステン系材料中のトリチウム挙動の解明とプラズマ照射影響の評価、ダイバータ設計に資するデータベースの構築(Task3).

日米科学技術協力事業核融合分野「TITAN」
2007.04～2012.03, 代表者：奥野健二, 静岡大学, 核融合科学研究所
核融合炉特有の照射、高熱負荷（パルス含む）、循環流動、強磁場環境下試験と統合モデル構築を通じて、磁場・慣性核融合炉の第一壁・ブランケットシステム開発に向けての重点化に必要なデータベースを得る。.

主要著書

主要原著論文

1.	K. Katayama, N. Ashikawa, F. Ding, H. Mao, H.S. Zhou, G.N. Luo, J. Wu, M. Noguchi, S. Fukada, Deuterium retention in deposited W layer exposed to EAST deuterium plasma, Nuclear Materials and Energy, 12, 617-621, 2017.07, 　The deposited W layers formed on the W plate by hydrogen plasma sputtering were exposed to deuterium plasma in EAST together with bare W plate. In TDS measurement, the deuterium release was clearly observed from the deposited W layer in addition to the release of hydrogen which was incorporated during the sputtering-deposition processes. On the other hand, the release of hydrogen isotope was not detected from the bare W plate. This suggests that the formation of deposited W layers increases tritium inventory in the plasma confinement vessel. Although the thermocouple contacting to the backside of the W plate did not indicate a remarkable temperature rise, deuterium release peaks from the W layer were close to that from the W layer irradiated by 2 keV D2 + at 573 K. It was found by glow discharge optical emission spectrometry analysis that retained deuterium in the W layer has a peak at the depth of 50 nm and gradually decreases toward the W substrate. From X-ray photoelectron spectroscopy analysis, it was evaluated that W oxide existed just at the surface and W atoms in the bulk of deposited W layer were not oxidized. These data suggest that hydrogen isotopes are not retained in W oxide but grain boundaries..
2.	Kazunari Katayama, Satoshi Fukada, Direct Decomposition Processing of Tritiated Methane by Helium RF Plasma, Fusion Science and Technology, 71, 3, 426-431, 2017.04, 　With the aim of developing a method for the recovery of tritium from tritium-bearing hydrocarbons, it was shown experimentally that methane can be decomposed directly into hydrogen and carbon in RF plasmas via reactions initiated by electrons. Measurements performed with CH4 and CH3T in a helium RF plasma indicate that the degree of decomposition of CH3T is substantially smaller than that of CH4. This is considered to be caused by a very low concentration of CH3T. It was found that a majority of tritium dissociated from CH3T is retained in the plasma reactor. However, a certain amount of retained tritium could be removed by a discharge-cleaning of oxygen..
3.	Kazunari Katayama, Youji Someya, Kenji Tobita, Hirofumi Nakamura, Hisashi Tanigawa, Makoto Nakamura, Nobuyuki Asakura, Kazuo Hoshino, Takumi Chikada, Yuji Hatano, Satoshi Fukada, Estimation of Tritium Permeation Rate to Cooling Water in Fusion DEMO Condition, Fusion Science and Technology, 71, 3, 261-267, 2017.04, 　The approximate estimation of tritium permeation rate under the acceptable assumption from a safety point of view is surely useful to progress the design activities for a fusion DEMO reactor. Tritium permeation rates in the blanket and the divertor were estimated by the simplified evaluation model under the recent DEMO conditions in the water-cooled blanket with solid breeder as a first step. Plasma driven permeation rates in tungsten wall were calculated by applying Doyle & Brice model and gas driven permeation rates in F82H were calculated for hydrogen-tritium two-component system. In the representative recent DEMO condition, the following tritium permeation\rates were obtained, 1.8 g/day in the blanket first wall, 2.3 g/day in the blanket tritium breeding region and 1.6 g/day in the divertor. Total tritium permeation rate into the cooling water was estimated to be 5.7 g/day..
4.	Kazunari Katayama, Hiroki Ushida, Hideaki Matsuura, Satoshi Fukada, Minoru Goto, Shigeaki Nakagawa, Evaluation of Tritium Confinement Performance of Alumina and Zirconium for Tritium Production in a High-Temperature Gas-Cooled Reactor for Fusion Reactors, Fusion Science and Technology, 68, 3, 662-668, 2015.10, 　Tritium production utilizing nuclear reactions by neutron and lithium in a high-temperature gas-cooled reactor is attractive for development of a fusion reactor. From viewpoints of tritium safety and recovery efficiency, tritium confinement is an important issue. It is known that alumina has high resistance for gas permeation. In this study, hydrogen permeation experiments in commercial alumina tubes were conducted and hydrogen permeability, diffusivity and solubility were evaluated. By using obtained data, tritium permeation behavior from an Al2O3-coated Li-compound particle was simulated. Additionally, by using literature data for hydrogen behavior in zirconium, an effect of Zr incorporation into an Al2O3 coating on tritium permeation was discussed. It was indicated that the majority of produced tritium was released through the Al2O3 coating above 500 °C. However, it is expected that total tritium leak is suppressed to below 0.67 % of total tritium produced at 500 °C by incorporating Zr fine particles into the inside of Al2O3 coating, assuming tritium pressure inside particle is kept at the plateau pressure of the Zr hydride generation reaction..
5.	Kazunari Katayama, Hideaki Kashimura, Tsuyoshi Hoshino, Masabumi Nishikawa, Hideki Yamasaki, Ishinichiro Ishikawa, Yasuhito Ohnishi, Release behavior of water vapor and mass loss from lithium titanate, Fusion Engineering and Design, 87, 5-6, 927-931, 2012.08.
6.	Kazunari Katayama. Satoshi Fukada and Masabumi Nishikawa, Direct decomposition of methane using helium RF plasma, Fusion Engineering and Design, 7-9, 85, 1381-1385, 2010.12.
7.	K. Katayama, K.Imaoka, M.Tokitani, M.Miyamoto, M. Nishikawa, S. Fukada, N.Yoshida, Deuterium and helium release and microstructure of tungsten deposition layers formed by RF plasma sputtering, Fusion Science and Technology, 54, 2, 549-552, 2008.08.
8.	K. Katayama, K. Imaoka, T. Okamura, M. Nishikawa, Helium and hydrogen trapping in tungsten deposition layers formed by helium plasma sputtering, Fusion Engineering and Design, Volume 82, Issues 15-24, October 2007, Pages 1645-1650, 2007.10.
9.	K.Katayama, T. Kawasaki, Y. Manabe, H.Nagase, T. Takeishi, M. Nishikawa, Hydrogen retention in carbon-tungsten co-deposition layer formed by hydrogen RF plasma, Thin Solid Films, 506-507 (2006) 188-191, 2006.05.
10.	K. Katayama, T. Takeishi, Y. Manabe, H. Nagase, M. Nishikawa, N. Miya, Tritium release behavior from the graphite tiles used at the dome unit of the W-shaped divertor region in JT-60U, Journal of Nuclear materials, 10.1016/j.jnucmat.2004.11.005, 340, 1, 83-92, 340 (2005) 83-92, 2005.04.
11.	K. Katayama, M. Nishikawa, T. Takeishi, Isotope exchange reaction between tritiated water and hydrogen on SiC, Journal of Nuclear materials, 10.1016/j.jnucmat.2003.09.002, 323, 1, 138-143, 323 (2003) 138, 2003.11.

主要総説, 論評, 解説, 書評, 報告書等

1.

片山一成, 小特集 核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略 トリチウムサイクル・取扱技術, プラズマ・核融合学会誌, 2018.11, 原型炉運転計画に関わるトリチウムサイクル・取扱技術について記述する．計画全体を通じての要求を満足する燃料サイクルシステムを当初から導入し，予め運転技術を実証しておく必要がある．試運転以降は，運転計画の進捗と並行して，要求されるトリチウムサイクル・取扱技術を順次実証していく．定常的にDT運転が行われる段階に入ると，増殖トリチウムや回収トリチウムの再利用を含めたプラント全体のインベントリー評価とその能動的制御が可能となる．以降は，システムの動的挙動をモデル化し，長期連続安定運転を実証しつつ，トリチウム取扱機器保守技術の実証や故障率データの取得を行っていく．.

主要学会発表等

1.	K.Katayama,S.Fukada, M.Nishikawa, Direct decomposition of methane using helium RF plasma, 9th International Symposium on Fusion Nuclear Technology, 2009.10.
2.	K. Katayama, K. Imaoka, M. Tokitani, M. Miyamoto, M. Nishikawa, S. Fukada and N. Yoshida, DEUTERIUM AND HELIUM RELEASE AND MICROSTRUCTURE OF TUNGSTEN DEPOSITION LAYERS FORMED BY RF PLASMA SPUTTERING, 8ｔｈ International COnference on Tritium Science and Technology, 2007.09.
3.	K. Katayama, T. Okamura, K. Imaoka, M. Sasaki, Y. Uchida, M. Nishikawa, S. Fukada, INCORPORATION OF HYDROGEN IN CARBON–TUNGSTEN CO-DEPOSITION LAYERS FORMED BY HYDROGEN PLASMA SPUTTERING, 17th Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy, 2006.11.
4.	K. Katayama, K. Imaoka, T. Okamura, M. Nishikawa, Hydrogen and helium trapping in tungsten deposition layer formed by RF plasma sputtering, 24th Symposium on Fusion Technology, 2006.09.

所属学会名

学協会役員等への就任

学会大会・会議・シンポジウム等における役割

学会誌・雑誌・著書の編集への参加状況

学術論文等の審査

海外渡航状況, 海外での教育研究歴

外国人研究者等の受入れ状況