九州大学-研究者情報 [大宅諒 (助教) 総合理工学研究院エネルギー科学部門]

M. Oya, M. Shimada, C.N. Taylor, M.I. Kobayashi, Y. Nobuta, Y. Yamauchi, Y. Oya, Y. Ueda, Y. Hatano, Deuterium retention in tungsten irradiated by high-dose neutrons at high temperature, Nuclear Materials and Energy, 2021.06.

Makoto Oya, G. Motojima, M. Tokitani, H. Tanaka, S. Masuzaki, Y. Ueda, The role of the graphite divertor tiles in helium retention on the LHD wall, Nuclear Materials and Energy, 10.1016/j.nme.2017.07.006, 13, 58-62, 2017.12, [URL], In this study, global particle balance of helium (He) long pulse discharge with graphite divertor in the Large Helical Device (LHD) and He retention in graphite from lab-scale experiments were compared in order to determine the role of the graphite divertor in He retention on the LHD wall. Global He particle balance analysis was conducted in long-pulse discharges in LHD with only turbo molecular pump. The analysis showed that static He retention was ∼2.9 × 10²² He and the ratio of retained He (= retention over fluence) was ∼0.45%. In the lab-scale study, He retention was measured by Thermal Desorption Spectroscopy (TDS) after ion irradiation or plasma exposure. The ratio of retained He were 0.1 ∼ 0.5% in all conditions, which was well consistent with LHD results. Therefore, it may be concluded that graphite divertor tiles have an important role in He absorption in the LHD wall at the initial phase of discharges..

主要学会発表等

全てを見る→

大宅諒, 核融合炉工学研究が拓く未来, 核融合エネルギーフォーラム第14回全体会合, 2022.03, 九州大学の核融合炉工学研究では、トリチウムを含む水素同位体に関する研究を推進している。(1)球状トカマク実験装置QUESTでは、原型炉を見据えて高温壁を用いた長時間放電でのプラズマ壁相互作用と新壁材料の開発が進められている。特に、定常運転を目指した粒子バランスのメカニズム・プロセスの解明と制御に重点が置かれている。本講演では、材料の観点での成果及び課題を述べた。また、(2)アイソトープ総合センター伊都地区実験室では、多くの研究機関・共同研究者の協力を得ながら、トリチウム循環システム及び環境影響に関する研究を行っている。本講演では、これまでに実施された幅広い研究の成果を紹介した。.

M. Oya, M. Shimada, C.N. Taylor, M.I. Kobayashi, Y. Nobuta, Y. Yamauchi, Y. Oya, Y. Ueda and Y. Hatano, Deuterium retention in tungsten irradiated by high-dose neutrons at high temperature, 24th International Conference on Plasma Surface Interactions in Controlled Fusion Devices, 2021.01, 高温・高照射量で中性子照射されたタングステンについて、その水素同位体吸蔵特性を調べた。実験結果をシミュレーション解析することにより、吸蔵特性を特徴付ける「深さ」「濃度」「脱捕捉エネルギー」を評価した。.

学会活動

所属学会名

応用物理学会

プラズマ・核融合学会

日本原子力学会

学協会役員等への就任

2022.07～2024.06, プラズマ・核融合学会, 編集委員.

2021.04～2023.03, 日本原子力学会　九州支部, 幹事.

2021.04～2025.03, 日本原子力学会　核融合工学部会, 運営委員.

2019.04～2021.03, 日本原子力学会　材料部会, 運営委員.

学術論文等の審査

年度	外国語雑誌査読論文数	日本語雑誌査読論文数	国際会議録査読論文数	国内会議録査読論文数	合計
2018年度	3				3
2017年度	1				1

その他の研究活動

海外渡航状況, 海外での教育研究歴

Idaho National Laboratory, UnitedStatesofAmerica, 2019.08～2019.09.

Idaho National Laboratory, UnitedStatesofAmerica, 2019.01～2019.02.

Princeton University, UnitedStatesofAmerica, 2018.06～2018.06.

Oak Ridge National Laboratory, UnitedStatesofAmerica, 2018.05～2018.06.

Idaho National Laboratory, UnitedStatesofAmerica, 2015.01～2015.02.

受賞

日本原子力学会材料部会　Best Figure賞, 日本原子力学会材料部会, 2019.09.

菅田-Cohen賞, 大阪大学大学院工学研究科電気電子情報工学専攻, 2017.03.

研究資金

科学研究費補助金の採択状況(文部科学省、日本学術振興会)

2021年度～2023年度, 若手研究, 代表, プラズマを用いたトリチウム化水素化合物ガスの分解によるトリチウム抽出法.

2020年度～2022年度, 基盤研究(C), 分担, 液体金属プラズマ対向機器に於ける電磁力強制流動による熱・粒子除去能力の向上.

2021年度～2026年度, 基盤研究(A), 分担, 炭素ポンプを用いた水素循環制御の研究.

2018年度～2020年度, 若手研究, 代表, プラズマの断続照射がタングステンの水素同位体吸蔵特性に与える影響とその機構の解明.

2017年度～2017年度, 研究活動スタート支援, 代表, プラズマ中の炭化水素ガス分解を利用した水素生成法の飛躍的な効率向上を目指す研究.

2014年度～2016年度, 特別研究員奨励費, 代表, 中性子照射がタングステン材料中の水素同位体吸蔵に及ぼす影響の解明と新材料の開発.

日本学術振興会への採択状況(科学研究費補助金以外)

2014年度～2016年度, 特別研究員, 代表, 中性子照射がタングステン中の水素同位体吸蔵に及ぼす影響の解明と新材料の開発.

共同研究、受託研究(競争的資金を除く)の受入状況

2023.04～2024.03, 分担, パラジウム合金透過法による燃料精製プロセスにおける不純物影響.

2023.04～2024.03, 分担, 溶融塩循環システムにおける安全制御に関する研究.

2023.04～2026.03, 代表, プラズマ-対向壁複雑環境における粒子輸送モデルの構築.

2022.04～2024.03, 分担, 大学間連携による核融合炉に向けたプラズマ対向壁中の水素同位体挙動の総合的研究.

2020.04～2024.03, 分担, 横断的研究のためのCOE共同研究プラットフォーム・Oroshhi-2の利用検討会.

2021.04～2023.03, 分担, プラズマ曝露Wに共堆積したH,Heおよび不純物原子のGDOES法による深さ分布.

2021.04～2023.03, 分担, タングステン堆積層における水素透過のモデリングとヘリウム効果.

2020.04～2023.03, 分担, 溶融塩循環システム凝固バルブの試作と機能実証.

2021.04～2024.03, 分担, 先進多段階ろう付け法(AMSB)によるQUEST用タングステン高温第一壁の開発.

2020.04～2023.03, 代表, プラズマ-対向壁複合系での燃料粒子挙動とヘリウムの効果.

2019.04～2024.03, 分担, イオンビーム解析装置を用いたQUESTプラズマ対向壁材料の水素同位体吸蔵評価.

2019.04～2021.03, 分担, 球状トカマクQUESTに於ける液体金属ダイバーター設置の可能性に関するオフライン予備調査.

2019.04～2020.03, 分担, 高温下でプラズマ対向材に照射されたトリチウムイオンの保持挙動.

2019.04～2020.03, 分担, プラズマにより改質された核融合材料中の水素同位体輸送.

2019.04～2023.03, 分担, プラズマ対向材料におけるプラズマ駆動透過に及ぼす水素同位体効果.

2019.04～2020.03, 分担, 核融合原型炉二次冷却系におけるトリチウム挙動.

2019.04～2020.03, 分担, 水素吸蔵金属粒子添加フッ化物溶融塩における核変換生成トリチウム挙動に関する研究.

2019.04～2020.03, 分担, 堆積層形成過程での水素同位体プラズマ駆動透過.

2019.04～2020.03, 分担, 中性子照射損傷を受けたプラズマ対向材料の水素同位体吸蔵特性.

2019.04～2022.03, 分担, 横断的研究のためのCOE共同研究プラットフォーム・Oroshhi-2の利用検討会.

2019.04～2022.03, 分担, 原型炉プラズマ対向機器のための界面制御技術の現状と課題.

2018.04～2019.03, 分担, 球状トカマクQUESTに於ける液体金属ダイバーター設置の可能性に関するオフライン予備調査.

2018.04～2019.03, 分担, プラズマにより改質された核融合材料中の水素同位体輸送.

2018.04～2019.03, 分担, 核融合原型炉二次冷却系におけるトリチウム挙動.

2018.04～2019.03, 分担, 金属粉分散ベリリウム系フッ化物溶融塩を用いた物質輸送研究.

2018.04～2019.03, 分担, 中性子照射損傷を受けたプラズマ対向材料の水素同位体吸蔵特性.

2018.04～2018.03, 分担, 原型炉におけるタングステンダイバータのための要素技術開発研究の現状と課題.

2018.04～2019.03, 分担, タングステンレニウム合金中の水素同位体挙動.

2016.04～2017.03, 分担, 核融合炉環境下でのタングステン中の水素同位体挙動.

2015.04～2016.03, 分担, 核融合炉環境下でのタングステン中の水素同位体挙動.

2014.04～2015.03, 分担, TFGR-W材料の熱負荷応答特性.

2013.04～2014.03, 分担, TFGR-W材料の熱負荷応答特性.

2012.04～2013.03, 分担, TFGR-W材料の熱負荷応答特性.

2017.04～2018.03, 分担, 核融合炉環境下でのタングステン中の水素同位体挙動.

2018.04～2020.03, 代表, 中性子照射されたカリウムドープタングステン材料中の水素同位体挙動.

学内資金・基金等への採択状況

2019年度～2019年度, 九州大学ルネッサンスプロジェクト, 分担, AI関連技術を導入した大規模データ収集・解析システム開発環境の整備.

九大関連コンテンツ

pure2017年10月2日から、「九州大学研究者情報」を補完するデータベースとして、Elsevier社の「Pure」による研究業績の公開を開始しました。

九州大学知的財産本部「九州大学Seeds集」

QIR　九州大学学術情報リポジトリシステム情報科学研究院

総合理工学研究院


	※ 研究者情報全体を検索する場合は右端の「すべて」を選択して下さい。