Latest design of liquid lithium target in IFMIF

国際核融合材料照射施設IFMIFの液体リチウムターゲットの最近の設計

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章 ; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Heinzel, V.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂; 實川 資朗; 金村 卓治*; 近藤 浩夫*; 久木田 豊*; Lsser, R.*; 松井 秀樹*; Micciche, G.*; 宮下 誠*; 室賀 健夫*; Riccardi, B.*; Simakov, S.*; Stieglitz, R.*; 杉本 昌義; 鈴木 晶大*; 田中 知*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 吉田 英一; 若井 栄一  

Nakamura, Hiroo; Agostini, P.*; Ara, Kuniaki; Cevolani, S.*; Chida, Teruo*; Ciotti, M.*; Fukada, Satoshi*; Furuya, Kazuyuki*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Heinzel, V.*; Horiike, Hiroshi*; Ida, Mizuho; Jitsukawa, Shiro; Kanemura, Takuji*; Kondo, Hiroo*; Kukita, Yutaka*; Lsser, R.*; Matsui, Hideki*; Micciche, G.*; Miyashita, Makoto*; Muroga, Takeo*; Riccardi, B.*; Simakov, S.*; Stieglitz, R.*; Sugimoto, Masayoshi; Suzuki, Akihiro*; Tanaka, Satoru*; Terai, Takayuki*; Yagi, Juro*; Yoshida, Eiichi; Wakai, Eiichi

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/mの熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。

This paper describes the latest design of liquid lithium target system in IFMIF. Design requirement of the Li target is to provide a stable Li jet with a speed of 20 m/s to handle an averaged heat flux of 1 GW/m. A double reducer nozzle and a concaved flow are applied to the target design. On Li purification, a cold trap and two kinds of hot trap are applied to control impurities below permissible levels. Nitrogen concentration shall be controlled below 10 wppm by one of the hot trap. Tritium concentration shall be controlled below 1 wppm by an yttrium hot trap. To maintain reliable continuous operation, various diagnostics are attached to the target assembly. Among the target assembly, a back-plate made of RAFM is located in the most severe region of neutron irradiation (50 dpa/y). Therefore, two design options of replaceable back wall and their remote handling systems are under investigation.