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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:59.06(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

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Erosion of $$N$$=20 shell in $$^{33}$$Al investigated through the ground-state electric quadrupole moment

島田 健司*; 上野 秀樹*; Neyens, G.*; 旭 耕一郎*; Balabanski, D. L.*; Daugas, J. M.*; Depuydt, M.*; De Rydt, M.*; Gaudefroy, L.*; Gr$'e$vy, S.*; et al.

Physics Letters B, 714(2-5), p.246 - 250, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:57.89(Astronomy & Astrophysics)

中性子過剰核における魔法数消滅の研究を目的として、フランスGANIL研究所にて、ベータNMR法を用いて中性子過剰核$$^{33}$$Alの電気的四重極モーメント($$Q$$モーメント)の測定を行った。得られた$$Q$$モーメントの値の絶対値は、133(18)$$e$$mbとなった。この実験値を殻模型及び粒子・振動結合模型の二つの理論模型の値と比較した。その結果、中性子数20の閉殻構造消失を考慮に入れていない従来の殻模型計算では、$$Q$$モーメントを過小評価する一方、魔法数消滅を考慮に入れた大規模殻模型計算では実験値を正しく再現した。同様の値が、中性子数20の閉殻構造消失を考慮に入れた粒子・振動結合模型でも得られた。その結果、中性子20の閉殻構造は$$^{33}$$Al核でも相当程度消失していることが判明した。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.

Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12

 被引用回数:35 パーセンタイル:13.68(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。

論文

Latest design of liquid lithium target in IFMIF

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.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:27.82(Nuclear Science & Technology)

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$$^{2}$$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。

論文

Damage profiles in a stainless steel irradiated with Ar and N ions

白石 健介; 深井 勝麿; 八木 栄一*

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.550 - 553, 1991/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.9(Materials Science, Multidisciplinary)

溶体化処理した316ステンレス鋼に室温で、高エネルギーのアルゴンまたは窒素イオンを1$$times$$10$$^{20}$$m$$^{-2}$$程度まで照射し、照射損傷組織のイオン入射方向の変化を光学顕微鏡及び電子顕微鏡を用いて観察し、計算による、照射損傷の深さ分布と比較した。窒素イオンの照射では、57.4から86.2MeVのエネルギー範囲で測定した平均飛程は22.3~40.0$$mu$$mであり、拡張E-DEP-1コードを用いた計算結果とよい一致を示す。これに対して、40.5~51.1MeVのエネルギー範囲のアルゴンの平均飛程の測定値は、計算値の4.7~5.6$$mu$$mに比べて20%程度大きい。電子顕微鏡で観察した照射欠陥のイオンの入射方向における分布幅は、窒素イオン及びアルゴンイオン照射の双方とも、計算値とかなりよい一致を示す。アルゴンイオンを照射後、1023Kで1時間熱処理した試料には、タングルした転位線アルゴン気泡のほかM$$_{23}$$C$$_{6}$$型の炭化物が観察される。

論文

ステンレス鋼におけるArイオンおよびNイオンの飛程測定

深井 勝麿; 白石 健介; 八木 栄一*; 浜田 省三; 沢井 友次

日本原子力学会誌, 26(11), p.974 - 976, 1984/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

イオン照射によって金属材料中に生じる損傷の分布は一様ではなく、照射イオンの平均飛程近傍に集中する。従って、イオン照射による実験結果を定量的に解析する上で、一つの基準となる平均飛程を実測することは重要である。高エネルギーHeイオンのステンレス鋼における平均飛程を実測するために、我々が開発した化学エッチングによる方法が、Heイオンに限らず他のイオン種にも応用できることをArイオン及びNイオンの照射によって確かめた。この方法によって、ステンレス鋼におけるArイオン(45.7MeV)及びNイオン(86.2MeV)の平均飛程は、それぞれ6$$mu$$m及び40$$mu$$mと求められた。これらの値は、拡張E-DEP-1コードを用いて計算した平均飛程〔Ar(45.7MeV)…5.2$$mu$$m N(86.2MeV)…39.8$$mu$$m〕とかなりよく合う。また、照射後、高温で熱処理すると飛程近傍に顕著な組織変化が起きる。このため、同じ方法で飛程を求めることができる。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの工学設計と建設の進捗

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 若井 栄一; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)のリチウム(Li)ターゲット施設に関する各種試験を行うためのIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop、以下、ELTLと略す)は詳細設計が終了し、2011年2月の完成に向け建設段階に入っている。ELTLは、幅広いアプローチ(BA)活動の1つであるIFMIFの工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の枠組みの中で日本側の94%の貢献分担割合で進められている。ELTLでは、原子力機構と大学の協力のもと、おもに液体金属Liの高速自由表面流であるターゲットの流動とLi中の非金属不純物の捕獲除去に関する試験が行われ、それらの結果はIFMIF実機設計に反映される。建設状況は、ターゲットアッセンブリと窒素及び水素トラップを除くすべての機器タンク類の製作,据え付けが終わり、配管系統の据付けに移っている段階である。大学の寄与のもと進められている流動計測用機器,窒素及び水素トラップも共同研究の枠組みを利用し設計が進められ、ともに2010年度に機器単体の製作を完了し、2011年度据付けの計画である。

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,5; ホットトラップによるリチウム純化特性評価について

伊藤 譲; 寺井 隆幸*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 八木 重郎*; 渡辺 一慶; 近藤 浩夫; 古川 智弘; 若井 栄一

no journal, , 

IFMIF実機のリチウム純化系システムでは機器類の腐食や放射線量の低減等の観点から、除去すべき主な不純物の中で、窒素や水素はリチウム中への溶解度が高く、酸素や炭素のようにコールドトラップ法では十分に除去できないと考えられるため、ホットトラップと呼ばれる機器による除去が検討されている。本発表では、水素ホットトラップおよび窒素ホットトラップの概要とこれまでに得られた研究成果、および現在の取り組みと今後の研究予定について報告する。

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

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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