JOPSS:検索結果一覧

論文

Thermal-stress analysis of IFMIF target back-wall made of reduced-activation ferritic steel and austenitic stainless steel

井田瑞穂; 千田輝夫; 古谷一幸*; 若井栄一; 中村博雄; 杉本昌義

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.987 - 990, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.272

被引用回数：6 パーセンタイル：41.05(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIF加速器運転中の核発熱による熱応力及び変形が許容できるターゲット背面壁の構造及び材料を明らかにするため、ABAQUSコード及び中性子,2次線核発熱データを用いて熱応力解析を実施した。背面壁材料としては、316L鋼のみの場合、周辺部が316L鋼で中心部がF82H鋼の場合について評価した。厚さ2-8mmの応力緩和部の効果についても評価した。加速器ビーム条件としては10-100%負荷を選択した。結果として、後者の材料の背面壁(316L鋼,F82H鋼)では、応力緩和部厚さが5mm以上であれば、熱応力は許容値(316L鋼:328MPa,F82H鋼:455MPa)以下であった。一方、316L鋼のみの背面壁では許容値を満たさなかった。異材(316L-F82H)溶接試験片に対する予備的な引張試験では、316L鋼母材部で破断したので、本異材溶接はIFMIF背面壁用として有望である。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2008.06.014

被引用回数：19 パーセンタイル：76.01(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。

報告書

Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2006

井田瑞穂; 中村博雄; 千田輝夫*; 宮下誠; 古谷一幸*; 吉田英一; 平川康; 三宅収; 平林勝; 荒邦章; et al.

JAEA-Review 2008-008, 38 Pages, 2008/03

JAEA-Review-2008-008.pdf:9.37MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施中である。IFMIFは核融合炉材料の開発のための十分な照射体積を有する強力な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、中性子の核発熱によりターゲット背面壁に熱応力が発生する。さらに、ベリリウム-7をはじめとする放射性核種が発生する。本報告では、平成18年度の原子力機構におけるターゲット系の主要な活動として、核発熱条件下でのターゲット背面壁の熱応力解析,その材料の溶接後の機械特性の試験,リチウムループ内でのベリリウム-7挙動とそれによる作業員被曝の評価、及び原子力機構を中心に実施予定の工学実証・工学設計タスクの検討結果を取りまとめた。

論文

Design of a lip seal-replaceable backwall for IFMIF liquid lithium target

中村博雄; 井田瑞穂; 千田輝夫; 古谷一幸*; 杉本昌義

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2671 - 2676, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.05.002

被引用回数：5 パーセンタイル：37.19(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、照射量150dpaまで照射可能な強力中性子束(50dpa/y)を発生可能な加速器型中性子源である。背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要があり、交換可能型背面壁の熱構造設計は重要課題の一つである。従来の熱構造解析結果では、熱応力の観点から、背面壁材料として、低放射化フェライト鋼(F82H)が推奨された。しかしながら、従来のモデルは、背面壁のみのモデルであったため、今回、ターゲットアセンブリの一部を含んだモデルにより、背面壁の熱構造解析を実施した。背面壁の中心部の熱応力が許容値(455MPa)を超えた。そのため、背面壁取り付け部のリップシールに、熱応力軽減用の構造を付加し、熱構造解析を実施した。その結果、背面壁の中心部の熱応力は、60-90MPa程度に軽減された。今後、低放射化フェライト鋼(F82H)とステンレス316L鋼の溶接が課題である。

報告書

IFMIF液体リチウムターゲット背面壁の熱構造解析,2

千田輝夫; 井田瑞穂; 中村博雄; 佐藤徹*; 杉本昌義

JAEA-Technology 2007-048, 40 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-048.pdf:5.42MB

本報告は、平成18年度に実施した、国際核融合材料照射施設(IFMIF)液体リチウム(Li)ターゲット背面壁の熱構造解析について取りまとめたものである。IFMIFは、核融合炉材料開発のための、D-Liストリッピング反応による加速器型の高エネルギー中性子照射施設である。背面壁の中心部では、1年あたり50dpaの中性子照射を受け、最大で25W/cm $^{3}$ の核発熱が発生するため、熱構造設計がターゲット設計の重要課題の一つである。従来のモデルは背面壁のみのモデルであったが、より現実的な構造で解析を行うため、ターゲットアセンブリの一部を含んだモデルを今回適用した。解析を行った背面壁の形状は、背面壁の初期検討形状にアセンブリ本体の一部を追加した基本案,基本案の背面壁厚さを薄く極力均一化した構造変更案1、及び変更案1のリップシール部に応力緩和構造を追加した構造変更案2の3つである。解析検討の結果、構造変更案2で背面壁中心部の熱応力は146MPaでF82Hの許容値(455MPa: 300 $^{circ}$ Cでの降伏応力)以下となり、最大応力発生部は応力緩和構造の内側が286MPaでSUS316Lの許容値(328MPa: 300 $^{circ}$ Cでの3Sm値)以下となった。以上の結果から、ターゲット背面壁の熱構造設計の方向性の見通しを得た。

論文

Thermo-structural analysis and design consideration of the replaceable backwall in IFMIF liquid lithium target

中村博雄; 井田瑞穂; 千田輝夫; 芝清之; 清水克介*; 杉本昌義

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1543 - 1548, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.04.021

被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIFは核融合炉の候補材料の照射のための加速器型強力中性子源である。中性子は、液体リチウム中で発生し、背面壁を通して放出される。背面壁は、ステンレス鋼316又は低放射化フェライト鋼F82Hであり、YAGレーザーによりリップシールを用いて、ターゲットアセンブリに取付けられる。背面壁は、中性子損傷率が年間あたり50dpa、核発熱が1立方cmあたり最大25Wという、厳しい条件下で使用され、熱構造設計が重要課題の一つである。熱応力は、ABAQUSコードで評価した。許容応力値は、300 $^{circ}$ Cの耐力値を用いた。ステンレス鋼の場合、最大熱応力は、許容値の164MPaを超えていたが、F82Hの場合は、許容値の455MPa以下であった。この結果から、背面壁材としてF82Hが推奨される。

報告書

Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2005

井田瑞穂; 中村博雄; 千田輝夫; 杉本昌義

JAEA-Review 2006-009, 28 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-009.pdf:3.95MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm $^{3}$ )を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m $^{2}$ )を発生可能な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、ベリリウム-7,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成17年度の原子力機構におけるターゲット系の活動での主要なトピックスとして、核発熱条件下でのターゲットアセンブリの熱構造解析,ベリリウム-7によるリチウムループ近接性の影響評価を取りまとめた。

口頭

国際核融合材料照射施設IFMIFリチウムターゲットの熱構造解析と線量評価

井田瑞穂; 中村博雄; 千田輝夫; 荒邦章; 杉本昌義

no journal, ,

IFMIFターゲットアセンブリには、液体リチウムを装荷する際にリチウム固化を防止する保温構造及び中性子発生時に核発熱による熱応力と変形を抑制する構造が必要である。また、長期間運転中にリチウムループ内に蓄積されるベリリウム-7等の放射性核種による作業員被曝の制限も必要である。これらの要求を満たすために実施したアセンブリの熱解析,背面壁の熱応力解析,リチウムループ周りの線量評価に関し発表する。

口頭

IFMIF ターゲット背面壁の熱構造解析

千田輝夫; 井田瑞穂; 中村博雄; 杉本昌義; Simakov, S. P.*

no journal, ,

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、照射量150dpaまで照射可能な強力中性子束を発生可能な加速器型中性子源である。IFMIFターゲットアセンブリの背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要があり、交換可能型背面壁の熱構造設計は重要課題の一つである。従来の熱構造解析結果では、熱応力の観点から背面壁の材料として低放射化フェライト鋼(F82H)が推奨された。しかしながら、従来のモデルは背面壁のみのモデルであったため、今回、ターゲットアセンブリの一部を含んだモデルにより背面壁とアセンブリ本体との間の熱移動と本体の変形も考慮したより現実的な熱構造解析を実施した。その結果、背面壁中心部の熱応力が許容値(300 $^{circ}$ Cでの降伏応力455MPa)を超えた。そのため、背面壁取り付け部のリップシールに断面が半円形の熱応力吸収構造を付加して熱応力解析を実施した。その結果、背面壁中心部の熱応力は6090MPa程度に軽減され、最大発生応力値は許容値以下となり、背面壁設計の方向性の見通しを得た。

発表形式

掲載資料名

発表会議名

筆頭著者名

キーワード

使用言語

発行年

開催年