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論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.8(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

Approach to the lifetime assessment of the bayonet back plate for IFMIF target

Agostini, P.*; 井田 瑞穂; Miccich$`e$, G.*; 中村 博雄; Turroni, P.*

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.364 - 368, 2009/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.43(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)のリチウム(Li)ターゲットの背面壁は施設中の機器のうちで最も強く中性子照射に曝されるが、その交換方式の一つとしてバイオネット方式の背面壁の開発を進めている。この背面壁の交換頻度を左右する背面壁寿命を主なダメージ原因について評価し、以下の点を明らかにした。リチウム中の窒素濃度が10wppm以下に制御されるIFMIFでは低放射化フェライト鋼製の背面壁の腐食損耗は年間0.003mm以下である。重陽子ビームのBraggピークが1mm背面壁側にずれた場合でも背面壁温度上昇は12度以下であり、疲労荷重は十分低い。中性子照射による背面壁中心部の熱応力も93MPa以下であり、弾性限界より十分低い。背面壁の寿命に対して最も影響が大きいのは照射による延性脆性遷移温度(DBTT)の上昇であり、年間60dpaの照射損傷条件下では3か月以下の寿命となるが、背面壁に脱着型ヒーターを取り付けてアニールすることによってより長寿命にできる。

口頭

IFMIF/EVEDAターゲット系開発の現状

中村 博雄; 井田 瑞穂; 宮下 誠; 吉田 英一; 荒 邦章; 西谷 健夫; 奥村 義和; 堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 寺井 隆幸*; et al.

no journal, , 

幅広いアプローチのもとで国際核融合材料照射施設/工学実証工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の液体リチウム(Li)ターゲット系タスクを、日欧の国際分担及び大学等との国内連携協力で、2007年より2013年までの計画で実施中である。Liターゲット系は、ターゲットアセンブリ,Li主ループ及びLi純化系から構成されている。Liターゲットの設計要求は、重水素ビーム入射による平均1GW/m$$^{2}$$の超高熱負荷除熱のため、最大流速20m/sで長時間安定なLi流を実現することである。そのため、EVEDA Li試験ループ,計測系,純化系,腐食損耗,遠隔操作,リチウム安全取扱い等の工学実証タスク及び工学設計タスクを実施し、最終設計報告書に取りまとめ建設に備える。本報告では、日本の活動を中心に、ターゲット系開発の現状を報告する。

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