Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2005

IFMIF液体リチウムターゲットに関する平成17年度の原子力機構の活動

井田 瑞穂; 中村 博雄; 千田 輝夫; 杉本 昌義

Ida, Mizuho; Nakamura, Hiroo; Chida, Teruo; Sugimoto, Masayoshi

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m)を発生可能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、ベリリウム-7,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成17年度の原子力機構におけるターゲット系の活動での主要なトピックスとして、核発熱条件下でのターゲットアセンブリの熱構造解析,ベリリウム-7によるリチウムループ近接性の影響評価を取りまとめた。

The International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) is being jointly planned to provide an accelerator-based Deuterium-Lithium (D-Li) neutron source to produce intense high energy neutrons (2 MW/m) up to 200 dpa and a sufficient irradiation volume (500 cm) for testing candidate materials and components up to about a full lifetime of their anticipated use in ITER and DEMO. To realize such a condition, 40 MeV deuteron beam with a current of 250 mA is injected into high speed liquid Li flow with a speed of 20 m/s. In target system, radioactive species such as Be, tritium and activated corrosion products are generated. In addition, back wall operates under severe conditions of neutron irradiation damage (about 50 dpa/y). In this paper, the thermal structural analysis and the accessibility evaluation of the IFMIF Li loop are summarized as JAEA activities on the IFMIF target system performed in FY2005.