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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

Crack growth behavior of F82H steel in the 288$$^{circ}$$C water

伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.73 - 78, 2015/03

き裂成長は、核融合の実証炉用構造材料を設計・評価する上で重要な機械的特性の一つであり、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の高中性子束テストモジュール(HFTM)にてき裂成長が評価されることになっている。本研究では、き裂成長に及ぼす試験片の寸法効果を避けるため、ほぼ標準サイズの試験片を用いて288$$^{circ}$$C水中におけるF82H鋼のき裂進展速度を評価した。試験片の破面を観察した結果、288$$^{circ}$$C水中ではなく室温大気中で疲労き裂が進展した領域でも、き裂が粒界を進展した結果の粒界割れ破面を得た。粒界割れ破面が得られる原因の一つは、F82H鋼の粒界に析出したクロム炭化物Cr$$_{23}$$C$$_{6}$$の影響と推測された。また、288$$^{circ}$$C水中で進展したように見えるき裂が観察された。き裂進展速度を保守的に評価した結果、き裂先端の応力場を示すパラメータの応力拡大係数30MPa $$sqrt[]{m}$$において、288$$^{circ}$$C水中のき裂進展速度7$$times$$10$$^{-11}$$m/sを得た。今後は、より系統的な試験の実施と共に、き裂が進展しないような表面処理等の工夫が必要であると考えられる。

論文

Effect of hydrogen on crack growth behavior in F82H steel using small-size specimen

伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一

Small Specimen Test Techniques; 6th Volume (ASTM STP 1576), p.209 - 224, 2015/00

Crack growth is a one of the key mechanical properties of the design evaluation in fusion materials to be tested at the High Flux Test Module (HFTM) in IFMIF. In the IFMIF/EVEDA project under the BA agreement, effect of hydrogen on the crack growth in F82H steel was investigated by using the relatively small size specimen. The shape of an Wedge Opening Load (WOL) specimen is adapted as a miniaturized specimen because the loading mechanism of WOL specimen is relatively simple compared to that of the other notched specimen. The hydrogen charging process was conducted for about 600 hours in the electrolytic solution with the current density of -2 mA/cm$$^{2}$$ at 35$$^{circ}$$C. And then, the testing load, ${it K}$ = 30 MPa$$sqrt{m}$$, was applied to the specimen for about 337 hours at room temperature in air as the crack growth rate test. From these results, the small size specimen used in this study is thought to be adequate to evaluate the effect of hydrogen on the crack behavior in F82H steel.

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.

論文

Influence of fragmentation on jet breakup behaviour

岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 黒田 泰平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 伊藤 和宏*; 成合 英樹*

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05

高速増殖炉の安全な設計において、炉心崩壊事故が起きることを想定した場合、ナトリウム冷却材による炉心溶融物の固化及び除熱が強く要求される。溶融物ジェットの固化挙動を評価するには、炉心溶融物と冷却材との相互作用を詳細に理解する必要がある。本研究では、炉心溶融物を模擬した溶融金属及び透明流体を、冷却材を模擬した水に射出した実験において、両模擬部物質のジェットブレイクアップ挙動を高速度ビデオカメラで観察し、既存の理論との比較した。さらに、二相流体格子ボルツマン法を用いた液体ジェットのシミュレーションにより定性的なジェット挙動を再現した。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

高速炉におけるガス巻込み現象の防止基準,1; 数値解析によるガス巻込み現象再現精度の検証

大島 宏之; 田中 伸厚*; 江口 譲*; 西村 元彦*; 功刀 資彰*; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 堺 公明

日本原子力学会和文論文誌, 11(4), p.316 - 328, 2012/12

ナトリウム冷却高速炉の安定運転において、自由表面渦によるガス巻込みの防止が重要であるため、著者らはCFDに基づくガス巻込み評価手法の開発を行っている。本研究では、ガス巻込み解析を行うためのCFD手法に関する検討を行った結果、ガス巻込み現象の適切な数値解析を行うためには、十分な格子解像度、高精度離散化手法、過度に渦を減衰させない乱流モデルなどが必要であることを明らかにした。

論文

高速炉におけるガス巻込み現象の防止基準,2; ガス巻込み発生判定手法の提案

大島 宏之; 江口 譲*; 功刀 資彰*; 上出 英樹; 堺 公明; 伊藤 啓

日本原子力学会和文論文誌, 11(4), p.329 - 339, 2012/12

ナトリウム冷却高速増殖炉の安定運転のためには、ガス巻込み発生を許容レベル以下に抑制する必要があり、設計検討において、ガス巻込み発生を精度よく評価できる手法が必須である。本研究では、流速分布(速度勾配テンソル)に基づいて渦流れの抽出やガス巻込み評価パラメーター(ガスコア長さなど)の計算を行う手法の提案を行う。加えて、実験結果の分析に基づき、渦によるガス巻込み発生を防止するための基準を先の評価パラメーターを用いて構築し、実際に適切な評価結果が得られることを示す。

論文

Small specimen test technology and methodology of IFMIF/EVEDA and the further subjects

若井 栄一; 野上 修平*; 笠田 竜太*; 伊藤 譲*; 高田 文樹; 他6名*

Journal of Nuclear Materials, 417, p.1325 - 1330, 2011/10

About one thousands of small size specimens will be irradiated in the High Flux Test Module (HFTM) in a limited volume of 0.5 liter in the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF). It is necessary to verify that the experimental data of these small specimens about mechanical characterization can be safely extrapolated to standard specimens data, enabling a sound dimensioning of DEMO reactor. The program of Small Size Test Technique (SSTT) in IFMIF/EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) phase for fatigue, fracture toughness and crack growth measurement is summarized, and recent progress and some analysis of the experiments have performed for small size specimens.

論文

Improvement of gas entrainment prediction method; Introduction of surface tension effect

伊藤 啓; 堺 公明; 江口 譲*; 文字 秀明*; 大島 宏之; 内堀 昭寛; Xu, Y.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(9), p.771 - 778, 2010/09

ナトリウム冷却大型炉(JSFR)の設計成立性を判断するため、ガス巻込み発生予測手法の開発を行っている。本論文では、ガスコア長さの評価精度向上のため、重力,遠心力及び表面張力の力学的釣合い式に基づいて表面張力効果の導入を行った結果について述べる。高精度化した手法の検証として単純体系における実験を対象とした評価を行った結果、表面張力効果によってガスコア長さが減少し、実験結果とよく一致した。また、温度や界面活性剤濃度を変化させた実験結果についても、高精度手法を用いることで再現できることを明らかにした。

論文

Improvement of gas entrainment evaluation method; Introduction of surface tension effect

伊藤 啓; 江口 譲*; 文字 秀明*; 大島 宏之; 内堀 昭寛; Xu, Y.*

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11

前回の会議(NTHAS5)にて提案したガス巻込み評価手法は、数値解析結果から得られる局所瞬時の値を伸長渦理論に適用することで、ガスコア長さを効率的に予測することが可能である。しかし、表面張力効果を無視しているため、ガスコア長さが過大評価されている可能性がある。本研究では、表面張力モデルの構築とガス巻込み評価手法への組込みを行い、ガスコア長さ予測精度の向上を図る。表面張力モデルの構築においては、重力,遠心力及び表面張力の力学的釣合い式を導出し、ガスコア先端形状を2次関数近似することで曲率を求め、ガスコア長さを算出する手法を導いた。改良ガス巻込み評価手法を用いて基礎実験体系におけるガスコア長さの予測を行った結果、従来手法よりも短いガスコア長さが評価され、実験結果との一致性が向上した。さらに、改良手法を用いることで、温度や表面張力係数が変化する場合の実験結果を再現することができた。

論文

Proposal of design criteria for gas entrainment from vortex dimples based on a computational fluid dynamics method

堺 公明; 江口 譲*; 文字 秀明*; 伊藤 啓; 大島 宏之

Heat Transfer Engineering, 29(8), p.731 - 739, 2008/08

 被引用回数:23 パーセンタイル:21.49(Thermodynamics)

本論文では、くぼみ渦によって引き起こされる二種類のガス巻込み現象に関して数値解析手法を用いた評価を行い、高速炉自由液面からのガス巻込み現象に対する設計基準の提案を行う。一つ目のガス巻込み現象は、ガスコアが直接流出口まで伸長するものであり、一度に多くのガスが巻込まれる。二つ目はガスコア先端からの連続した気泡離脱である。自由液面渦に関する基礎実験体系を対象とした数値解析によって局所的な数値解析的無次元数を定義し、設計におけるガスコア防止基準値として用いた。その結果、数値解析的無次元数はガスコア防止設計の基準値として有用であることが明らかになった。

報告書

「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」の解説, 解説B(協力研究)

大島 宏之; 堺 公明; 上出 英樹; 木村 暢之; 江連 俊樹; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 功刀 資彰*; 岡本 孝司*; 田中 伸厚*; et al.

JAEA-Research 2008-049, 44 Pages, 2008/06

JAEA-Research-2008-049.pdf:42.3MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却高速炉の概念検討を進めている。実用化のためのプラントシステム概念は、経済性向上のために出力に比してコンパクトな炉容器を指向している。そのため、既存の概念と比較して炉容器内の流速が相対的に大きくなり、自由液面からのカバーガスの巻込みについてより精度の高い設計評価を行うことが重要となっている。そこで、大学,研究所,電力,メーカの専門家で構成するワーキンググループを設置し、ガス巻込み現象について設計で参照すべき数値解析に基づく指針案の検討を行い、得られた知見をもとに、「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」(第1次案)を策定した。本件は、指針の解説として、ワーキンググループにおいて実施した研究に関して紹介するものである。

論文

Proposal of design criteria for gas entrainment from vortex dimples based on a computational fluid dynamics method

堺 公明; 江口 譲*; 文字 秀明*; 岩崎 隆*; 伊藤 啓; 大島 宏之

Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.406 - 413, 2006/11

高速炉内の自由液面においてくぼみ渦が誘起する2種類のガス巻込み現象に関して、数値解析(CFD)手法を用いたガス巻込み防止設計基準の検討を実施した。1種類目のガス巻込み現象は、ガスコアが出口配管まで伸長されることによって発生し、比較的大量のガスが系統内に吸込まれる。もう1つは、ガスコア先端から継続的に気泡が離脱することによって発生する。自由液面のくぼみ渦に関する基礎試験を対象としたCFD結果に基づき、ガス巻込み防止設計基準を判定するための値として、局所的なCFD無次元数を定義した。その結果、CFD無次元数は、設計においてガス巻込み発生の有無を評価するために有用であることが明らかになった。

論文

原研における超伝導リニアックと開発の現状

水本 元治; 草野 譲一; 長谷川 和男; 大内 伸夫; 小栗 英知; 市原 正弘; 富澤 哲男; 伊藤 崇; 千代 悦司*; 池上 雅紀*; et al.

KEK Proceedings 99-25, p.3 - 5, 2000/02

高エネルギー加速器研究機構と日本原子力研究所とが協力して推進している統合計画では、中性子散乱・原子核物理などの基礎研究と放射性廃棄物の消滅処理などの工学試験を行うための大強度陽子加速器の建設を提案している。この加速器は世界最大規模のビーム出力を持つことになりさまざまな開発課題がある。その中でも、超伝導リニアックの開発と低エネルギー加速部の高デューティ化が大電流陽子ビームを加速するうえで主要な技術課題となる。本発表では、開発の位置づけ、超伝導リニアック部の構成、日本原子力研究所の施設で進めてきた超伝導空胴開発の現状を要約するとともに、イオン源, RFQ, DTLの開発の現状を報告する。

論文

JAERI neutron science project and proton accelerator development

水本 元治; 草野 譲一; 長谷川 和男; 大内 伸夫; 小栗 英知; 金正 倫計; 富澤 哲男; 伊藤 崇; 千代 悦司*; 池上 雅紀*; et al.

Proc. of Int. Symp. on Environment-conscious Innovative Mater. Processing with Advanced Energy Sources, p.71 - 78, 1998/00

原研では大強度陽子加速器を中核として、核破砕中性子源を多角的に利用したさまざまな研究施設を有する中性子科学研究計画を提案している。提案されている加速器は超伝導リニアックを主体とした線形加速器と蓄積リングからなり、粒子のエネルギーは1.5GeV、ビーム出力は8MWである。この加速器は、基礎研究用にはパルス運転を、放射性廃棄物の消滅処理等の工学試験用にはCW(連続)運転を想定して開発を進めている。本発表では、計画の概要と加速器開発の現状を報告する。

論文

Development of a high intensity RFQ at JAERI

長谷川 和男; 水本 元治; 伊藤 伸夫*; 小栗 英知; 戸内 豊*; 村田 裕彦*; 草野 譲一

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(7), p.622 - 627, 1997/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.27(Nuclear Science & Technology)

原研における大強度陽子加速器の要素技術開発の一環として、高周波4重極リニアック(RFQ)が設計・製作された。本研究におけるRFQは、加速エネルギー2MeV、電流100mA(ピーク値)、デューティーファクターが10%の陽子ビームの加速を目指す。RFQのビーム加速試験が行われ、プロファイル、エネルギースペクトル、エミッタンス等の特性が測定され、シミュレーション計算と比較された。本ビーム加速試験の結果では最大70mAの電流値でデューティー7%の値が得られた。このRFQの性能は、現在稼動中の加速器としては世界有数のものであり、この技術開発の結果、加速器入射部の大強度運転の見通しが得られた。

報告書

Absolute calibration of the neutron yield measurement on JT-60 Upgrade

西谷 健夫; 竹内 浩; Barnes, C. W.*; 井口 哲夫*; 長島 章; 近藤 貴; 逆井 章; 伊丹 潔; 飛田 健次; 永島 圭介; et al.

JAERI-M 91-176, 23 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-176.pdf:1.08MB

重水素放電を行うトカマクにおいて中性子発生量の絶対較正は核融合利得Qなどのプラズマ性能を評価する上で極めて重要である。大電流化JT-60(JT-60U)では$$^{235}$$U,$$^{238}$$Uの核分裂計数管および$$^{3}$$He比例計数管で中性子発生量の測定を行うが、それに先立ち、$$^{252}$$Cf中性子源をJT-60Uの真空容器内で移動させて中性子検出器の絶対較正を行った。まず磁気軸上の92点において、点線源に対する検出効率を測定し、それを平均することによってトーラス状線源に対する検出効率を求めた。

口頭

ケーブル材料の熱分解挙動に及ぼす放射線照射の影響

出崎 亮; 後閑 麻代*; 森下 憲雄; 竹田 修; 伊藤 久義; 草野 譲一

no journal, , 

J-PARCの加速器トンネル内に設置される装置・機器はビームロスによる中性子,$$gamma$$線の放射線場に曝されるため、耐放射線性を要求される。J-PARC加速器トンネル内は通常の防火区画の設定が困難であるため、電力ケーブルにはノンハロゲン高難燃ケーブルが使用される予定であるが、これまで高難燃ケーブルの耐放射線性について報告された例はほとんどない。ケーブル材料の燃焼特性と熱分解挙動の間には密接な関係があることから、本研究では、高難燃ケーブル材料の熱分解挙動に及ぼす放射線照射の影響について調べた。その結果、放射線照射により、シース材の熱分解開始温度が低温側にシフトすること,難燃剤からの脱水温度域が高温側にシフトすることが明らかになった。

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