教員紹介

氏名　沖田　隆文
職名　助教
学位　修士（工学）
領域　量子エネルギー工学講座　システム量子工学領域
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液体金属リチウム自由表面流に関する研究

液体金属は、熱伝導性・電気伝導性が良い、液相の温度範囲が広いといった特性から、次世代の材料として期待されています。その中でもアルカリ金属である液体金属リチウム（Li）を取り扱い、その伝熱流動に関する研究をしています。Liは、核融合炉の炉材料の開発のための材料試験施設（国際核融合材料照射施設：IFMIF、先進核融合中性子源：A-FNS）におけるビームターゲットとして利用され、開発が進められています。また、加速器型中性子源を利用したホウ素中性子捕捉療法（BNCT）の施設においても、ビームターゲットとしての応用が期待されています。ビームターゲットとしての液体Liは15 m/s前後の高速で流動され、片側に自由表面を伴う矩形噴流が求められます。これらの中性子源のビームターゲットにおいて、Li噴流の安定性は、発生する中性子場の安定性と装置の健全性に直接的に寄与します。そこで、液体Li自由表面噴流の実験及び数値シミュレーションを実施し、表面変動や内部流動などの流れの特性の解明を目指しています。

パルス的高熱負荷を受けるタングステンの溶融凝固挙動の解明

磁場閉込型核融合炉のプラズマ対向機器（PFC）の一つであるダイバータは、燃料プラズマからの不純物粒子の排気、熱負荷の除熱、プラズマ閉じ込めの改善といった役割を担っている機器です。トカマク型の国際熱核融合実験炉ITERでは、ダイバータの表面材料にタングステン（W）が使用されます。核融合炉内においては、プラズマディスラプションやELMによる過渡的な高熱流束負荷がダイバータに与えられます。これらの高熱流束負荷が間欠的に発生することにより、Wは溶融凝固を繰り返すことになり、その性能の脆化が懸念されます。そこで、実際の核融合炉内を模擬した磁場条件や入熱条件での溶融挙動の観察等の実験を行うことで、溶融・蒸発・凝固といった相変化を伴うWの挙動に関する知見を深め、ダイバータの開発及び防護方法の開発に資すること目指しています。

論文・著書リスト

1. T. Okita, E. Hoashi, S. Yoshihashi-Suzuki, T. Kanemura, H. Kondo, N. Yamaoka and H. Horiike, “Certification of contact probe measurement of surface wave of Li jet for IFMIF”, Fusion Engineering and Design, 98-99, 2050-2053, 2015
2. T. Okita, J. Morioka, E. Hoashi, H. Okuno and H. Horiike, “Study on suppression of free surface fluctuation of liquid Li jet by magnetic field”, Fusion Engineering and Design, Volume 124, November 2017, Pages 975-979
3. T. Okita, S. Matsuda, N. Yamaoka, E. Hoashi, T. Yokomine and T. Muroga, “Study on measurement of the flow velocity of liquid lithium jet using MHD effect for IFMIF”, Fusion Engineering and Design, Volume 136, Part A, November 2018, Pages 178-182