トリチウムの透過漏洩と汚染・除染

本研究の目的は、核融合炉システムからのトリチウム(T)漏洩を制御するための学術基盤構築である。鉄鋼材料配管を透過するTは元素状(HT)と内部被曝リスクが高い水蒸気状(HTO)に大別できるが、材料表面のFe水酸基濃度を低減すると水蒸気状でのT透過を抑制できることを見出した。また、複雑形状へ適用可能な湿式法による酸化物系透過抑制被膜形成技術の開発に取組み、透過速度を1/104に低減することに成功した。加えて、炉心材料が中性子照射を受けると著しくT蓄積量が増大することを見出し、照射欠陥と水素同位体の結合エネルギー等を定量的に評価すると共に、HやDに照射欠陥を占有させることでT除染効率を著しく向上できることを見出した。