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Favuzza, P.*; Antonelli, A.*; 古川 智弘; Groeschel, F.*; Heidinger, R.*; 東 拓真*; 平川 康; 飯島 稔; 伊藤 譲; 金村 卓治; et al.
Fusion Engineering and Design, 107, p.13 - 24, 2016/06
被引用回数：10 パーセンタイル：64.82(Nuclear Science & Technology)固体リチウムサンプルに含まれる窒素不純物濃度を決定する分析手順の妥当性評価に関するラウンドロビン試験が2014年から2015年の間に、3つの異なる協力機関であるENEAと日本原子力研究開発機構及び東京大学によって実施された。ここではリチウム中の窒素濃度が桁で異なる2種類のサンプル(約230wppm、約20-30wpmm)がクロスチェック分析のために選定された。窒素濃度が高いリチウムサンプルに対する分析で行われた各機関の作業手順は適切であり、本質的に良好な値を得ることができ、相対誤差が数%で大変良い一致を示した。一方、窒素濃度が低いリチウムサンプルの分析では、低い一致を示し、環境から混入する不純物源をできる限り低減することに注意を払わなければならないことが指摘され、適切なブランク値を差し引く重要性が強調された。
中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Groeschel, F.*; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.252 - 258, 2009/06
被引用回数：26 パーセンタイル：83.33(Nuclear Science & Technology)In IFMIF, target system consists of a target assembly, a Li main loop and a Li purification loop. In this paper, status of the engineering design of the IFMIF Li target system performed in 2007/2008 will be described. Major design requirement is to provide a stable Li at a speed of 10 m/s to 20 m/s. To realize stable Li flow, modification of the backplate with nearly constant radius curvature is applied. 3D thermal-hydraulic analysis of the Li target flow is in progress. By a hot trap, nitrogen concentration shall be controlled below 10 wppm. Tritium concentration shall be controlled by an yttrium hot trap below 1 wppm. The back-plate made of RAFM steel shall be used under intense neutron irradiation (50 dpa/y). To mitigate irradiation damage of the backplate, in-situ annealing up to 600
C is considered. To replace the backplate, two design options of the remote handling systems are under investigation.
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：20 パーセンタイル：76.43(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
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。
中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08
被引用回数：14 パーセンタイル：65.20(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。
若井 栄一; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; Micciche, G.*; Heidinger, R.*; Knaster, J.*; 杉本 昌義
no journal, ,
EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) Lithium Test Loop (ELTL) with the world's highest flow rate of 3000 L/min was succeeded in generating a 100 mm wide and 25 mm thick free-surface lithium flow steadily under the IFMIF operation condition of a high-speed of 15 m/s at 523 K in a vacuum of 0.001 Pa, on 5th February 2014, by the design development and optimization of operation condition. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high-density as an important key technology for development of fusion reactor materials. Recent related engineering validation and engineering design of lithium facility was also evaluated and the main contents were summarized.
松本 宏; Knaster, J.*; Heidinger, R.*; 杉本 昌義; Ibarra, A.*; Mosnier, A.*; Heinzel, V.*; Massaut, V.*; Micciche, G.*; M
slang, A.*
no journal, ,
国際核融合材料照射施設(IFMIF)工学設計及び実証試験活動は2007年に欧州と日本の間で結ばれた幅広い活動協定に基づき開始され、IFMIFプラントを建設するうえでの主要な技術課題を実証するサブプロジェクトを同時に進めながらIFMIFの工学設計を完成させることを目的とし、以下のサブプロジェクトより構成される。(1)IFMIFの工学設計をし、その建設,運転,廃止措置に関する決定に必要な情報を提供する。(2)IFMIFの 困難な技術課題を実証するために、原型加速器,リシウムループ,照射サンプルを格納するリグなどを設計制作し、運転試験を行う。工学設計は2013年3月までに主な設計作業を完了し、6月に中間設計報告書を完成させ、終了の予定である。発表ではこれまでに得られた実証試験からの知見をとり入れながら完成しつつある工学設計の概要、またこれまでの実証試験の成果、今後5年間に渡り続く加速器実証試験のスケジュール、予定などを発表する。
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.
