Status of liquid lithium target activities in IFMIF-EVEDA

IFMIF-EVEDAにおける液体リチウムターゲット系活動の現状

中村 博雄; Agostini, P.*; Groeschel, F.*

Nakamura, Hiroo; Agostini, P.*; Groeschel, F.*

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体Liターゲットの最近の活動について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。総電流250mAでエネルギー40MeVの二本の重陽子ビームを液体リチウム(Li)流に照射して、中性子を発生させる。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純化系等から構成される。Liターゲットの設計要求は、最大流速20m/sで、安定Li流を実現することである。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、窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下に制御する。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、60dpa/yの中性子照射を受けるため、延性脆性遷移温度の上昇などを考慮した寿命評価が必要である。背面壁は、遠隔交換可能な構造が不可欠であり、切断・再溶接方式とバイオネット方式の2つを検討中である。幅広い取組みの工学実証・工学設計活動では、液体Liターゲットの工学実証を行い、工学設計に資するため、液体Liループを製作し2011年度から実験開始予定である。

In this presentation, status of the liquid lithium (Li) target activities will be presented. In International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF), intense neutron flux is produced by D-Li stripping reaction. The liquid Li target system consists of a target assembly, a main loop and a purification loop. Design requirement is to provide a stable Li jet at a maximum speed of 20 m/s. A cold trap and two kinds of hot trap are applied to control impurities below 10 wppm for nitrogen and 1 wppm for tritium. To maintain reliable continuous operation, various diagnostics are attached. The backplate made of RAFMs is located in the most severe region of neutron irradiation (60 dpa/y). Life time of the backplate will be evaluated considering DBTT etc. For replacement of the backplate by remote handling, two design options of replaceable backplate are investigated. In the EVEDA, Li test loop is planned and will start till early 2011.