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論文

Conceptual design and verification of long-distance laser-probe system for Li target diagnostics of intense fusion neutron source

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 平川 康; 古川 智弘

Fusion Engineering and Design, 136(Part.A), p.24 - 28, 2018/11

核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10E-3Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、Liターゲットの診断技術の開発を目的とし、機械強度試験技術課が開発したレーザープローブ法の長距離測距を目指したレーザー可干渉性の検証試験を行った。測定距離10mの位置から静止拡散反射物体、静止液体金属面、高速流体表面を測定し、計測精度を評価した。結果として、要求を満足する計測精度を得た。

論文

Experimental study on cavitation of a liquid lithium jet for International Fusion Materials Irradiation Facility

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041005_1 - 041005_11, 2017/10

高真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れる液体金属Liの壁面噴流を強力中性子源のビームターゲットとして用いる。Liターゲット下流配管でキャビテーションに似た騒音が発生することが実証試験で認められた。AEセンサーによる音響計測を行い、CWTによる時間-周波数分析、および、音響発生個所の特定を行った。その結果、音の間欠性、周波数特性、キャビテーション数依存性から、発生した音はキャビテーションであり、発生個所はLiターゲットが配管に衝突する箇所である、との結論を得た。

論文

Validation of liquid lithium target stability for an intense neutron source

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*

Nuclear Fusion, 57(6), p.066008_1 - 066008_10, 2017/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:15.63(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合中性子源IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下Liターゲット)を採用し、リチウムターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、リチウムターゲット施設の実証として、リチウムターゲットの安定性をレーザープローブ法により定期的に評価した結果、運転期間を通してリチウムターゲット厚みは要求値1mmを満足し、リチウムターゲット施設の実証を果たした。

論文

Dissolution behavior of lithium compounds in ethanol

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12

BB2015-1402.pdf:3.16MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)の中性子源として使用されるリチウムは、大気中の酸素や窒素と容易に化学反応を生じる。IFMIFにおいて使用機器の交換の場合には、その機器に付着したリチウムは、酸化リチウムや水酸化リチウムのようなリチウムに変化することから、これらを交換する機器から安全に除去することが要求される。本研究では、候補洗浄剤であるエタノール中における各種のリチウム化合物(窒化物、水酸化物および酸化物)の溶解挙動について、温度および時間をパラメータに調べた。

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

Chemical reaction of lithium with room temperature atmosphere of various humidities

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2138 - 2141, 2015/10

BB2014-0426.pdf:0.49MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)では、ターゲットアッセンブリのバックプレートは、供用期間中に交換される予定である。この交換作業において、バックプレート等のリチウム機器は、周辺の大気成分と化学反応を生じることが想定される。そこで本研究では、当該交換作業期間中における化学反応挙動を評価するために、リチウムと大気、および大気中の主要元素である酸素および窒素の室温における化学反応挙動について、気中の湿度の影響も加味しながら実験的に調べた。

論文

Measurement of Li target thickness in the EVEDA Li Test Loop

金村 卓治; 近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1991 - 1997, 2015/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:10.49(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、定格流速15m/s、厚み25mmの液体Li噴流を、40MeV-250mAの重陽子ビームと核反応させて14MeV相当の中性子を発生させるためのターゲットとして採用する計画である。ターゲット厚み変動は10$$^{-3}$$Paの真空下で$$pm$$1mm以内に維持するよう要求される。現在、工学実証・工学設計活動(EVEDA)事業にて建設したEVEDAリチウム試験ループにて、Liターゲットが上記要求値を満たすか確認するためにその厚みを計測している。本発表では、IFMIF条件となる真空度10$$^{-3}$$Pa、Li温度250$$^{circ}$$C、ターゲット平均速度10$$sim$$20m/sのもと、ターゲット厚みを計測した結果を報告する。計測の結果、平均流速15m/sでは、本試験で着目する重陽子ビーム照射中心位置にて、ターゲット厚みは計測時間60秒間の平均値で26.08mmであった。一方、時間変動に関しては、計測時間内での変動振幅の平均および最大は、同条件でそれぞれ0.26mm, 1.45mmであり、全計測波高のうち約99.7%以上が設計要求値以内であった。したがって、リチウムターゲットは大変安定であり、ターゲットに要求される安定性を満足していることがわかった。

論文

Measurement of cavitation in a downstream conduit of the liquid lithium target for international fusion materials irradiation facility

近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTLと略す)の工学実証活動が行われた。IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下、Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。ELTLにおける工学実証活動の主な目的は、IFMIFリチウムターゲットの流動条件を模擬し、実験的にリチウムターゲットの安定性を評価・実証することである。その実証活動の中で、Liターゲットの下流域にキャビテーション現象に類似した音の発生を確認した。そこで、本研究では、発生した騒音をAEセンサーにより計測し、周波数分析を行い、音の強さをキャビテーション係数により整理した。その結果、(1)400kHzまでの周波数成分と、(2)一定のキャビテーション数で強さの急増が認められ、発生した騒音はキャビテーションであると結論づけた。

論文

Current status of the technology development on lithium safety handling under IFMIF/EVEDA

古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一; 飯島 稔; 大高 雅彦; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(12), p.2902 - 2909, 2014/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

核融合炉-DEMOで適用が計画されている候補材料の照射試験のために、幅広いアプローチ活動の下で、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学設計・工学実証活動(EVEDA)が進められている。IFMIFターゲット施設の日本側の主要な活動は、世界最大級のリチウムループである「EVEDAリチウム試験ループ(ELTL)」を用いた工学実証である。このELTLの設計・制作と並行して、リチウム安全取扱いに関する技術確立に向けた研究が、IFMIF-EVEDAの下で関連技術の一つとして2008年より開始された。この研究では、リチウムの化学反応に関する実験、リチウム燃焼に関する実験、リチウム中不純物の化学分析技術の確立及び先進型リチウム漏えい検出器の開発を行った。本報告では、これら研究成果の現状について述べる。

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

Metallurgical analysis of lithium test assembly operated for 1200 h

古川 智弘; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 山岡 信夫*; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 堀池 寛*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1674 - 1678, 2014/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

IFMIFの実現に向けた課題の一つに、リチウム機器のエロージョン・コロージョンがあげられる。大阪大学では、IFMIFターゲットの設計に資することを目的としたリチウム自由表面流に関する研究が実施され、そのテストアッセンブリは、300$$^{circ}$$Cの高流速リチウム環境下で1200時間使用された。このテストアッセンブリは、実証実験データとしてのエロージョン・コロージョン挙動を把握するうえで貴重であることから、金属組織観察を実施した。その結果、ノズル先端部において、高流速リチウム流の痕跡と考えられるわずかな凹凸が観察された。また、当該部に比較して流速比が0.1-0.4となるノズル入口部には、まだら模様が観察されるとともに数ミクロン深さの多数のき裂が観察された。詳細な分析により、これらの現象は、リチウムからの浸炭によるものと推察された。本研究により、IFMIF機器のエロージョン・コロージョンを防止するには、リチウム中に溶存する炭素のコントロールも必要であることが新たにわかった。

論文

The Start-up and observation of the Li target in the EVEDA Li test loop

近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; Groeschel, F.*; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1688 - 1693, 2014/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の枠組みの中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下ELTLと略す)の試験が進められている。ELTLでは、IFMIFのリチウムターゲットの流動条件が模擬でき、実験的にリチウムターゲットの安定性が評価される計画である。本研究では、正圧(0.117MPa)及び低真空(373Pa)の圧力条件下で、流速20m/sまでのリチウムターゲットの流動を画像観察した。その際のリチウム温度は300$$^{circ}$$Cに設定した。観察対象としては、(1)デジタルスティルカメラの長時間露光による平均形状の観察、(2)高速度ビデオカメラによる時間変動現象の観察、の2種類を実施した。その結果、流路側壁部分から発生する波を除き、ターゲットの時間平均形状はほぼ平滑であることがわかった。その際、圧力による違いは観察されなかった。また、高速度カメラによる観察の結果、ターゲット表面には進行波が発生し、進行波の代表的な波長は流れ方向に変化していくことが明らかになった。これらの画像観察の結果をもとに、今後実施するターゲット厚み及び発生する波の光学計測の結果を評価する計画である。

論文

Evaluation of applicability of laser-based distance meter to measure Li-jet thickness for IFMIF/EVEDA project

金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1642 - 1647, 2014/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:18.68(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)で実施している液体リチウム(Li)ターゲットの開発では、厚さ25mmの流れの安定性評価が重要であるため、その厚みを0.1mmの精度で計測することが必要である。この精度を満たす有望な計測器として、レーザー入射光とその反射光との干渉効果を用いて距離を計測する手法の適用可能性を調べた。通常計測対象とする拡散体とは異なり、液体Li表面は鏡面体でかつ湾曲した面であるため、実測に基づく評価を実施した。実験は、厚み10mmのLi噴流を生成可能な大阪大学Liループにて、流速10$$sim$$15m/s、雰囲気圧力0.12MPa(Ar)、Li温度300$$^{circ}$$C、サンプリング周波数500kHzの条件で実施した。本計測器が適用可能か否かは、Li液面計測の精度結果から評価した。液面変位を正弦波と仮定した場合、流速10$$sim$$15m/sの条件ではサンプリング周期2$$mu$$sの間に液面の変位量は1$$mu$$mにも満たず平面と仮定できる。したがって計測精度は、2$$mu$$sごとの厚み変位量を統計処理して得たヒストグラムの標準偏差として定義した。実験の結果、精度は9$$mu$$mであり、本機器は高精度で液体Li表面の測定に適用可能だとわかった。

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

Experimental study on lithium leakage behavior

古川 智弘; 大高 雅彦; 平川 康

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 5 Pages, 2014/07

IFMIF工学設計・工学実証活動(IFMIF-EVEDA)の下で、関連研究の1つとして、リチウム安全取扱い技術にかかわる2種類の実験を本研究では実施した。一つは革新的リチウム漏えい検出システムに関する実験であり、もう一つは燃焼リチウムの消火特性に関する実験である。漏えい検出システムに関する実験では、レーザーブレイクダウン法を用いた微少リチウム漏えいに関する検出可能性を評価した。リチウムの消火に関する実験では、2種類のカーボンベースの消火薬剤を対象に、消火特性を評価した。本報告では、これらの研究成果について述べる。

論文

Corrosion of austenitic steel in leakage lithium

古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2502 - 2505, 2013/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.81(Nuclear Science & Technology)

IFMIFで使用されるリチウムはが大気中の酸素,窒素及び湿分と反応した場合、酸化物や水酸化物及び窒化物を形成することが知られている。本研究では、これらリチウム漏えいにより形成する種々のリチウム化合物中でのオーステナイト系ステンレス鋼の腐食挙動を調べた。実験では、アルミナタンマン管にリチウム化合物とステンレス試料を充てんし、850$$^{circ}$$Cまで加熱処理を行った。その後、アルコールによる洗浄を行い、ステンレス試料の重量変化と近相観察を実施した。その結果、リチウム過酸化物を含有する環境下においてステンレス試料の激しい腐食が観察された。リチウム酸化物中では、熱力学考察のとおり、腐食は確認されなかった。リチウム水酸化物や窒化物中では、ステンレス試料はわずかに腐食を生じていた。

論文

Fabrication and performance test of contact-type liquid level sensor for measuring thickness variation of liquid lithium jet in the IFMIF/EVEDA lithium test loop

金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 井田 瑞穂; 松下 出*; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2547 - 2551, 2013/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.81(Nuclear Science & Technology)

現在、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)にて実施する、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を製作した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。本機器製作における開発上の留意点は、10$$^{-3}$$Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできる高トルクモータと摩擦を低減した精密ボールねじを使用する設計を採用した。製作後に実施した性能試験の結果、触針の動作分解能及び位置決め精度は、それぞれ0.1mm, 0.01mmであり、所期の性能を満たすことを確認した。これによりプロジェクトの一つの重要なマイルストーンをクリアすることができた。

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。

報告書

ナトリウム洗浄処理技術に関する経験・知見の整理

吉田 英一; 平川 康; 谷田部 敏男

JAEA-Technology 2012-033, 177 Pages, 2012/11

JAEA-Technology-2012-033.pdf:17.98MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、これまでにナトリウム冷却型高速炉の研究開発に向けて、ナトリウム機器や装置の開発、ナトリウム環境評価法の開発、構造健全性評価及びナトリウム取扱技術の開発等のためにナトリウムを使用した試験装置等を設計・製作して種々の研究開発試験が行われてきた。これまでに所期の目的を達成された多くのナトリウム設備や機器は順次解体・撤去され、ナトリウム洗浄処理技術に関する多くの経験・知見が蓄積されてきた。これらを今後のナトリウム試験設備の保守・補修、改修等の計画策定や安全な作業実施及び次世代炉の研究開発に活用していくために、これまでに実施されてきたナトリウム洗浄処理技術に関する経験や知見を横断的に整理・評価するとともに、技術ポイントの提言をまとめた。

論文

Completion of IFMIF/EVEDA lithium test loop construction

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.418 - 422, 2012/08

 被引用回数:21 パーセンタイル:8.06(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているEVEDAリチウム試験ループは建設を成功裏に終え、総量2.5トンのリチウムの充填を完了した。その建設は、現地工事が2009年11月より開始され、2010年11月に関係官庁(消防)の検査に合格し、完成となった。引き続き行われたリチウムの充填では、グローブボックスを使って、空気の混入を防ぐなど雰囲気を厳密に管理した。リチウム充填中に採取したサンプルを分析したところリチウム中の窒素濃度は127wppmであった。これにより試験運転(機能確証試験)の実施が可能になった。

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