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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

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

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

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:30 パーセンタイル:13.44(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

Engineering design and construction of IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication of integrated target assembly

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 博雄*; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 宮下 誠*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 金村 卓治; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

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。本発表で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)の工学設計と建設について報告する。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。本発表では特に、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焦点を当てたものである。

口頭

IFMIF-EVEDA事業の工学設計の進捗

若井 栄一; 菊地 孝行; 平野 美智子; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 木村 晴行; 西谷 健夫; 山本 道好; 松本 宏; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

日欧協力下で進めている国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF-EVEDA)における工学設計では、加速器,リチウムターゲット,テストセル,コンベンショナル及び照射後試験施設の5つ施設に分類してIFMIFのミッション及び、トップの要求事項について、日欧の専門家によって議論を重ね、現在、その内容を定めている所である。工学実証試験や製作した機器についての製作技術や性能評価などで得られた重要な結果をある程度、反映させて工学設計を進めているが、その基幹かつ共通となる部分を日欧の専門家が評価を行い、IFMIF仕様,ミッション,トップレベル要求,コードと標準,安全,コスト評価,プラントブレークダウン構造,施設間のインターフェース及びCADについての評価項目を定めた。いずれの施設の工学設計も、これらのことを考慮して3段階のステップを踏んで2013年6月までに完了させ、十分な整合性をとった統合した中間工学設計書を作成する予定である。

口頭

IFMIF/EVEDAの液体リチウムターゲットアセンブリ用整流器に関する計算流体力学による最適設計の研究

藤城 興司; 井田 瑞穂; Groeshel, F.*; 近藤 浩夫; 若井 栄一; 杉本 昌義

no journal, , 

IFMIF(国際核融合材料照射施設)は核融合炉原型炉等の開発を目指して計画されている核融合中性子(14MeV)を模擬した大強度中性子源である。2007年からは、日欧協力のもと、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)を実施している。ターゲットアセンブリについては高真空(10$$^{-3}$$Pa)に安定したリチウム噴流(ノズル出口速度20m/s,厚み精度25$$pm$$2mm)を形成する要件に加え、中性子生成に伴う核発熱,その除熱,凹面背板に関係した流体の安定性,加速器側へのリチウム蒸散量など、種々の評価を進めている。本研究ではリチウム流の安定性に重要な役割を果たす整流器について、設計製作した技術仕様の詳細検討を、有限体積法(FLUENT)を用い、おもに負庄環境下で評価した。矩形断面の整流器は円形断面の配管から、断面形状変換部を通じて接続され、一つのハニカムと多孔板とから構成されていることから、解析の結果、乱流強度の減衰は最下流の多孔板とノズル入口の距離を適切に設定することで得られ、この調整を行うことで好ましい整流状態が得られることがわかった。

口頭

IFMIF/EVEDA液体リチウムターゲットアセンブリ整流器の計算流体力学を用いた性能評価

藤城 興司; 井田 瑞穂; 若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; Friedrich, G.*

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は核融合研究開発のための大強度中性子源(14MeV)として核融合炉材料を評価する照射施設であり、その工学実証及び工学設計活動(EVEDA)が日欧協定「幅広いアプローチ(BA)活動」のもとで実施されている。本研究では、液体リチウムターゲット施設の工学実証活動(EVEDA)施設用に設計された2つの整流器について計算流体力学FLUENTを用い、大気圧の条件で整流器内における流速をさまざまに変えて解析を行った。その結果、乱流の運動エネルギーはおもに配管屈曲部と屈曲部$$sim$$整流器間の接続部で生じるが、流れ方向に縮小した設計であっても現在予定している運転条件の下では、開発した整流器は、裕度を保ちつつ整流機能を示すことがわかった。

口頭

IFMIF/EVEDA事業のリチウムターゲット施設と試験施設の開発状況

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; Kim, B. J.; 藤城 興司; 杉本 昌義; 木村 晴行; 新妻 重人

no journal, , 

日欧国際協力による幅広いアプローチ(BA)活動の下で国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)事業を実施している。IFMIFでは高強度の中性子を発生させ、核融合炉材料などの照射を行うために40MeVの重水素を2ラインの連続ビームとして合計で250mA程度出力して、ターゲットのLi流の位置でその形状を幅200mm$$times$$高さ50mmにする計画である。このビームを受けるLiターゲットは幅が260mmで、その厚さが25mmにして上下方向に流速15m/秒で流し、長時間安定化させる必要ある。このため、IFMIF/EVEDAのターゲット系活動では、製作した世界最大のLi試験ループによる各種実証試験や、純化系システムや遠隔操作系技術開発やこれらの評価などを併せて実施している。一方、試験施設系活動では核融合炉用の設計データのための照射用試験片が占有する有効照射体積は限定されることや、中性子束勾配が約10%/cmであることから微小試験片を用いた照射試験技術の適用が必要で、疲労や破壊靭性等の試験の標準化を目指した試験技術評価や、高温用の高中性子束領域の試験モジュール開発やIFMIF用照射後試験施設開発をこれまで進めている。

口頭

IFMIF/EVEDA用ターゲットアセンブリ内のCFDを用いたリチウム流の流況評価

藤城 興司; 井田 瑞穂; 辻 義之*; 若井 栄一; Groeschel, F.*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 杉本 昌義; 西谷 健夫

no journal, , 

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、IFMIF/EVEDAの実証試験を実施している。原子力機構大洗研究開発センターの工学実証試験装置であるリチウム試験ループについて、ノズル出口下流に位置するリチウム・ターゲット流の安定性を評価する目的で、不均一流れが整流器を通じて一様に均される過程を、上流の配管から整流器出口に至る領域を対象として流速分布の評価及び流動解析を行った。ソルバとしてANSYS-FLUENTを採用し、k-$$varepsilon$$二方程式モデル、壁関数に改良型壁関数(EWT)を用い、ノズル出口で流速15[m/s](通常運転流速に相当)の場合について定常計算を実施した。その結果、整流器の入口に乱流強度が最大でおよそ19.5%に達する領域があり、その下流壁面近傍に定常的な渦が形成されることがわかった。この流速が非一様な流れが整流器に流入し、整流器を通じて主流方向の流速分散が一様に均される過程を明らかにした。また、整流器入口で最大19.5%であった乱流強度は整流器を通じて、整流器出口で4-5%の値に低下することがわかった。

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.

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