Status of engineering design of liquid lithium target in IFMIF-EVEDA

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Groeschel, F.*; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.252 - 258, 2009/06

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2009.02.019

In IFMIF, target system consists of a target assembly, a Li main loop and a Li purification loop. In this paper, status of the engineering design of the IFMIF Li target system performed in 2007/2008 will be described. Major design requirement is to provide a stable Li at a speed of 10 m/s to 20 m/s. To realize stable Li flow, modification of the backplate with nearly constant radius curvature is applied. 3D thermal-hydraulic analysis of the Li target flow is in progress. By a hot trap, nitrogen concentration shall be controlled below 10 wppm. Tritium concentration shall be controlled by an yttrium hot trap below 1 wppm. The back-plate made of RAFM steel shall be used under intense neutron irradiation (50 dpa/y). To mitigate irradiation damage of the backplate, in-situ annealing up to 600C is considered. To replace the backplate, two design options of the remote handling systems are under investigation.

Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2006

井田 瑞穂; 中村 博雄; 千田 輝夫*; 宮下 誠; 古谷 一幸*; 吉田 英一; 平川 康; 三宅 収; 平林 勝; 荒 邦章; et al.

JAEA-Review 2008-008, 38 Pages, 2008/03

JAEA-Review-2008-008.pdf:9.37MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施中である。IFMIFは核融合炉材料の開発のための十分な照射体積を有する強力な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、中性子の核発熱によりターゲット背面壁に熱応力が発生する。さらに、ベリリウム-7をはじめとする放射性核種が発生する。本報告では、平成18年度の原子力機構におけるターゲット系の主要な活動として、核発熱条件下でのターゲット背面壁の熱応力解析,その材料の溶接後の機械特性の試験,リチウムループ内でのベリリウム-7挙動とそれによる作業員被曝の評価、及び原子力機構を中心に実施予定の工学実証・工学設計タスクの検討結果を取りまとめた。

1995年新年号特集 2001年エネルギーの未来像を探る(仮題)のうち、6.原子力 高速増殖炉

久保田 淳; 古谷 章

原子力工業, 41(1), p.36 - 42, 1995/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001074413

"10年後、20年後という近い将来を念頭において、現状の問題の解決へ向けた対策将来展望などを含めて、今後のエネルギー像を探る"との企画意図に基づき、高速増殖炉(FBR)について以下の観点からまとめた。・新長期計画で示されたFBR開発の指針(要点)について・常陽、「もんじゅ」の現状と将来展望について・実証炉の現状と将来展望について・FBRの研究開発(FBR固有技術開発とアクテンドリサイクル技術開発)の将来展望について

Experimental study on thermal interaction between a high-temperature molten jet and plates

小西 賢介; 佐藤 浩司; 古谷 章; 磯崎 三喜男; 今堀 真司

Evaluation of Material Coolant Interaction and Material Movement and Relocation in Liquid Metal Reac, 0 Pages, 1994/00

本論文では、FBRにおけるCDA時の溶融炉心物質-構造材相互作用に関する模擬実験の結果を要約した。実験ではMELT-II施設を用いて高周波誘導加熱で溶融させた融体ジェット状に構造材状に落下させ、その溶融浸食挙動を観測した。種々の模擬物質を用いた一連の実験の結果、構造材表面に形成される固化クラスト及び溶融層の影響が重要であることが明らかとなり、これらを含む実験相関式を形成した。FBR事故時の高融点の溶融酸化物ジェットにおいては、固化クラストが構造材の浸食速度を大きく低減することが示唆される。本論文は過去数年間の研究成果を総合的に取りまとめたものである。

Melting Attack of Solid Plate by aHigh Temperature Liquid Jet, 2; Erosion Behavior by a Molten Metal Jet

佐藤 浩司; 古谷 章; 磯崎 三喜男; 今堀 真司

Nuclear Engineering and Design, 132(2), 171 Pages, 1991/12

https://doi.org/10.1016/0029-5493(91)90264-I

原子炉の苛酷事故時に、炉心の主要構成材料であるステンレス鋼が溶融して、炉心下部の構造材上に落下する場合の溶融侵食挙動を解明するために、溶融錫ジェット/錫板系及び実機物質である溶融ステンレス鋼ジェット/ステンレス板系を用いた試験を実施し、溶融侵食面に形成される構造材溶融層の存在をも考慮した乱流ジェット衝突時の実効的な熱伝達式、及びそれを用いて溶融侵食速度を評価する実験相関式を導出した。これまで溶融金属のような低プラントル数ジェットに対する衝突熱伝達のモデルは無かったため、水試験等で導出された比較的高プラントル数の層流ジェットへの適用式を低プラントル数領域まで外挿して使用しており評価の信頼性に乏しかった。この新たな評価式の導出により、実証炉等の実機安全評価において、溶融炉心物質の炉内保持評価に関して、確度の高い評価が可能となった。

Melting Attack of Solid Plates by a High Temperature Liquid Jet(II)-Erosion Behavior by a Molten Metal Jet-

佐藤 浩司; 古谷 章; 磯崎 三喜男; 今堀 真司

27th National Heat Transfer Conference, 0 Pages, 1991/00

原子炉の苛酷事故時に,炉心の主要構成材料であるステンレス鋼が溶融して,炉心下部の構造材上に落下する場合の溶融侵食挙動を解明するために,溶融錫ジェット/錫板系及び実機物質である溶融ステンレス鋼ジェット/ステンレス板系を用いた試験を実施し,溶融侵食面に形成される構造材溶融層の存在をも考慮した乱流ジェット衝突時の実効的な熱伝達式,及びそれを用いて溶融侵食速度を評価する実験相関式を導出した。 これまで溶融金属のような低プラントル数ジェットに対する衝突熱伝達のモデルは無かったため,水試験等で導出された比較的高プラントル数の層流ジェットへの適用式を低プラントル数領域まで外挿して使用しており評価の信頼性に乏しかった。この新たな評価式の導出により,実証炉等の実機安全評価において,溶融炉心物質の炉内保持評価に関して,確度の高い評価が可能となった。

Experimental study of heat transfer through cover gas in LMFBR

布留川 修*; 服部 達三*; 古谷 章*; 井口 達郎*

PNC TN941 84-06, 8 Pages, 1984/01

PNC-TN941-84-06.pdf:0.38MB

ナトリウム自由液面上部のカバーガス空間における、放射および自然対流の共存した熱伝達に関し実験的研究を行なった。ナトリウム液面からミストの存在するカバーガス空間を通し、上壁に輸送される熱量が測定された。液体ナトリウムおよびミストの付着したステンレス鋼の熱放射率ならびにミスト空間の熱放射特性などの物理量も並行して測定された。これらの物理量測定値をもとに簡易な伝熱量解析法が提案された。伝熱量測定値と解析結果とは,比較的よく一致した。なお本報告酋は、Third International Conference on "Liquid Metal Engineering and Technology in Energy Production" April 1984 , Oxfordにおける発表の予稿と同じものである。

回転プラグ熱伝達試験 : カバーガス空間の自然対流,放射熱伝達試験(1)

布留川 修*; 橋本 義則*; 古谷 章*; 高橋 淳*

PNC TN941 79-96, 35 Pages, 1979/07

PNC-TN941-79-96.pdf:0.88MB

高速増殖炉の炉容器内ナトリウム液面から回転プラグ下面への伝熱はカバーガス層を通しての放射,自然対流および凝縮熱伝達の三機構より成る。また,カバーガス中におけるナトリウムミストの存在はこれらの伝熱機構に大きな影響を及ぼすと考えられる。この複雑な伝熱現象を解明する試験の第一段階として,加熱アルミニウム円板によりナトリウム液面を模擬し,伝熱実験を行なった。▲本模擬実験ではミストの存在しない状態で,自然対流および放射伝熱壁を側定し次の結果を得た。▲1)試験容器を真空排気して測定した放射伝熱量は,アルミニウムおよびSUS―304の放射率の光学的測定値をもとに解析した値とよく一致した。▲2)原子炉容器カバーガス空問を模擬した形状のガス僧において,ナトリウムミストが自然対流場に影響を与えない限り,レイリー数範囲31046106では,1)自然対流伝熱量はJacobまたはMcAdamsの式で評価できる。▲2)カバーガス層の垂直方向温度分布は,上壁および下壁近傍の薄い温度境界層とほぼ温度一様な中央部分より成る。巾央部分の温度は上,下壁温度の平均値にほぼ等しい。▲

Experimental Studies on Simulant Melt Interactions with Structure and Coolant

小西 賢介; 磯崎 三喜男; 今堀 真司; 古谷 章; 近藤 悟

Int.Top.Mtg.on Sodium Cooled Fast React, , 

高速炉の仮想的炉心崩壊事故における高温融体と構造材あるいは冷却材の相互作用挙動を解明するために、MELT-II試験装置を用いて模擬物質による一連の試験を実施した。融体ジェットと構造材の相互作用試験は、構造材表面にジェット物質のクラストが形成される場合とされない場合のシリーズについて実施し、各々について溶融浸食速度を予測評価する実験相関式を導入した。これらにより、クラストの熱抵抗による浸食抑制の効果が明らかになった。低融点合金ジェットと水の相互作用試験では、両者の初期温度の組み合わせによって現れる相互作用挙動の代表的モードを4つに分類した。これらのモードは経験的に導いた最小沸騰温度の関係式を用いて解釈できた。さらに、これらの知見の外挿により、高速炉条件では比較的マイルドな相互作用挙動が予測された。以上の知見は、溶融炉心物質の炉内保持のシナリオを支持するものである。

COUPLING BETWEEN INITATING AND DISRUPTION PHASES IN CORE DISRUPTIVE N ACCIDENT ANALYSIS

近藤 悟; 古谷 章

THE Science and Technology of Fast Reactor Safety(, , 

23年に一度開催される"高速炉の安全性"に係る国際会議で,前回(米国のKnoxville)は,SIMMER-IIコードを用いたCDA解析と結果についてまとめたが,今回はその際に用いた計算手法とその背景にある物理現象に関する現象論的検討を行う。CDA解析は通常いくつかの事故過程(phase)に分け,それぞれ独立した計算コードで行うが,本研究では起因過程(SAS3D)と炉心崩壊過程(SIMMER-II)との自動接続を行うためSAMEコードを開発した。着目すべき主要な現象は想定する事故により異なるが、ここでは2種の典型的な事故シーケンス(nm-energetic及びenergetic)に対して,PNCにおける解析評価の経験を基に検討を加え,物理現象の連続性と要求される保守性の観点からのrecmmendation を行った。なお、今回は「もんじゅ」を含む実機の安全評価結果自体については一切述べない。