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論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250$$^{circ}$$C、約10$$^{-3}$$Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

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:51.53(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.

口頭

F82H-316L間及び316L-316L間の溶接部におけるシャルピー衝撃特性

中庭 浩一; 伊藤 譲; 古谷 一幸*; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 若井 栄一

no journal, , 

IFIMFでは高速中性子の発生場所となるリチウムターゲットを保持するターゲットアセンブリ(TA)の背面壁材料は、中性子照射により激しい損傷を受けるため、TAは定期的に交換する必要がある。TAの交換時、遠隔操作による溶接でTAをリチウムループの経路に接続する必要があり、遠隔操作性の観点からリップシール溶接手法の技術的評価及び異種材料の溶接特性を含めた工学実証試験と工学設計評価を行い、健全かつ良好な溶接特性を持つような、TA交換のため溶接技術方法を評価した。

口頭

Progress and scheme of IFMIF/EVEDA project; Lithium target facility

若井 栄一; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 新妻 重人*; 藤城 興司; 伊藤 譲; 中庭 浩一; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

Present status and recent activity of lithium target facility development in IFMIF/EVEDA project has been presented and evaluated. In this project, EVEDA Lithium test loop (ELTL) has been designed, constructed in Oarai-JAEA and also operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate, and 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 under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering design of lithium facility has been also evaluated. The other validation and engineering design activities of lithium target facility such as diagnostics, purification system and lithium safety has been also evaluated.

口頭

IFMIF/EVEDA事業のリチウムターゲット系活動に関する日本側タスクの現状,1; 本活動の目的とその概要

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 伊藤 譲; 中庭 浩一; 渡辺 一慶; 杉本 昌義

no journal, , 

国際核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の中でIFMIFリチウムターゲット施設開発のため、実機の約1/3の流量を持つEVEDAリチウム試験ループ(実機の約1/3の流量(最大3000リットル/分)を持つ)を2010年11月に原子力機構大洗研究開発センターに建設し、現在、正圧及び真空中で自由表面を持つ高速リチウム流の流動試験を中心に各種実証試験を行い、IFMIFの建設判断に必要な工学実証評価を進めている。また、大阪大学リチウム試験ループの流動試験や名古屋大学の液体流動装置による流動解析、リチウム純化系システム開発とその評価、及び遠隔操作技術等に関する各種実証試験を併せて実施している。本発表では、上述のようなリチウムターゲット系活動における日本側の工学実証試験の概要を主に報告する。

口頭

The Remote handling maintenance process of IFMIF target assembly

Micciche, G.*; Frascati, F.*; Lorenzelli, L.*; 若井 栄一; 中庭 浩一

no journal, , 

The IFMIF is the most promising machine designed for testing candidate structural materials for fusion nuclear power reactors up to a damage rate of 100 dpa in five years. Materials are tested by using a high-energy neutron flux produced by a stripping reaction of two D$$^{+}$$ beams impinging on a free surface liquid lithium jet flowing in a concave backplate on the TA. The TA is the most heavily exposed component to the neutron flux, since it is located in the most severe region of neutron irradiation (50 dpa/fpy), and then it has been designed to be exchanged remotely. Two design options of the target system were developed in Japan and Europe. In the presentation the remote handling maintenance activities performed, with both TA concepts, are discussed together with the outcomes of the preliminary tests carried out and with the design solutions adopted to optimize the entire refurbishment process of this component.

口頭

IFMIF/EVEDA事業のリチウムターゲット施設の開発状況

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 中庭 浩一; 伊藤 譲; 田中 浩; 辻 義之*; 伊藤 高啓*; et al.

no journal, , 

IFMIF/EVEDA事業ではリチウムターゲット施設開発のため、実機の約1/3の流量(最大3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを原子力機構大洗研究開発センターに建設し、各種機器の機能性試験及び総合性能試験を実施している。平成26年2月に250$$^{circ}$$Cにて高真空下で(15m/s)高速自由表面を持つ高速Li流動試験に成功した。また、欧州キャビテーション計測を協力・実施した。本リチウムターゲット系研究開発の活動は大学連携協力試験下で、計測系、純化系、遠隔操作系の各種実証試験・評価を実施している。各テーマでは、まだ残された課題がいくつもあるが、IFMIF建設判断に必要な、より明確な工学実証評価を平成26年度に完了させる予定である。

口頭

IFMIF/EVEDAプロジェクトにおける高速流体の流動特性装置による評価

中庭 浩一; 田中 浩; 伊藤 譲; 若井 栄一; 横峯 健彦*

no journal, , 

国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるリチウムターゲット系施設の実証試験の中で、Liターゲットの流路幅が実機の1/2.6スケールを持つEVEDA Li試験ループなどによって流動安定性の評価試験を実施している。本研究では、EVEDA Li試験ループの実証試験で得た知見などを基に、機器の健全性評価を進めていくため、ターゲット部、その下流配管及びその先の(クエンチ)タンク等を模擬、または下流配管の流路を改良した小型水流動実験装置を製作した。高速液体流の可視化による観察を行うとともに、キャビテーションの発生条件を確認するために加速度計を配管等に取付けて、流速、真空度、温度等を変数として流動特性評価を実施している。観測結果では、15m/sまでのターゲット部での流れの安定性を確認するとともに、速度の増加に伴って下流配管部での流れの広がりなどの様子を観察した。また、加速度計による評価では、8m/sでは20kPaから大気圧までの圧力条件では、下流配管部での騒音の値は小さく、またその値はほとんど変化しなかった。一方、12, 15m/sと流速が増加し、真空になると騒音の値が増大することが確認できた。今後、詳細な騒音現象の間欠性などを詳しく調べ、流動安定性の解析や下流配管構造の最適化の検討などを進めていく予定である。

口頭

勾配色情報変換法を用いた湾曲流路上の液膜界面形状の測定

伊藤 高啓*; 山下 雅稔*; 西川 理人*; 辻 義之*; 若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 中庭 浩一

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では液体Liによって冷却される重陽子ビーム入射ターゲットが用いられる。ターゲット部は湾曲した構造で、液体Liが自由表面を伴って流れるが、自由表面がしばしば不安定となって波立ちが起こるため、不安定の発生要因の解明および制御が必要となる。本研究では実機とほぼ同程度の断面平均流速をもつ水噴流実験装置を用いてターゲット部の湾曲による界面安定性への影響を明らかにすることを目的とし、湾曲した流路上に噴出する矩形噴流により形成される流動液膜の表面安定性を明確化するため、2次元同時測定が可能な勾配色情報変換を用いて界面形状の測定を行ったものである。その結果、自由表面に形成される波の分布はランダムでなく、流れの方向にある波高分布に従う特性を持つことが分かった。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系と試験設備系の実証試験と工学設計の活動報告,1; リチウムターゲット系実証試験などで実施した研究開発の概要

若井 栄一; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 中庭 浩一; 田中 浩; 杉本 昌義; 大平 茂; 横峯 健彦*

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設及び付属照射後試験施設などから構成する。本研究発表では、Liターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。この成果はIFMIFの実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

口頭

IFMIF/EVEDA事業におけるターゲット評価のための水流動装置を用いた高速流体特性評価

中庭 浩一; 田中 浩; 若井 栄一; 横峯 健彦*

no journal, , 

IFMIF/EVEDA事業では、リチウムターゲット施設の工学実証試験を実施しており、ターゲット部の流路の幅が実機の1/2.6スケールであるEVEDA Li試験ループ(ELTL)の実証試験を2014年10月まで実施してきた。本研究では、ELTLの実証試験の中で調べたキャビテーション現象の発生条件や抑制方法等を詳細に検討するため、ターゲットアセンブリ、その下流側流路の配管及びその先のクエンチタンクの流路を模擬した小型水流動試験装置を製作した。また、この装置は下流側配管やクエンチタンクへの流入方法を改良した条件でも試験ができるように試作した。今回の評価では、水温を約3-15$$^{circ}$$Cの条件にして、ターゲットの流速を8-15m/s、その雰囲気圧力を30kPa-大気圧の範囲で変化させ、その時の流動安定性を調べると共に、ターゲット下流配管の噴流衝突部付近に加速度センサーを取り付けて、振動計測を行った。その結果、ターゲットでは比較的安定して流動することを確認した。また、圧力が低下していくと、ELTLで調べたキャビテーション現象と類似した振動が発生し、流速が増加していくとその値が徐々に増大することが分かった。さらに、この計測結果を基に周波数解析、及び評価した内容も併せて報告する。

口頭

強力中性子源用リチウムターゲット系と試験設備系施設の研究開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

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