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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。
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：39 パーセンタイル：82.79(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。
中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10
被引用回数：10 パーセンタイル：60.68(Nuclear Science & Technology)IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。
井田 瑞穂; 深田 智*; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 金村 卓治*; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄; 杉浦 寛和*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1294 - 1298, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：32.48(Materials Science, Multidisciplinary)本報告は、現在、幅広い取組協定に基づき国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)で実施中のターゲット系に関する日本の活動についてまとめたものである。IFMIFの流動条件及び不純物条件を模擬するEVEDAリチウム試験ループの設計及び製作準備を実施中である。この試験ループでは、F82H(低放射化フェライト鋼)及び316L(ステンレス鋼)製の2種類のターゲットアセンブリ及び交換型背面壁の熱構造の実証試験が行われる。EVEDAループでの最終的な実証に向け、高速自由表面リチウム流に適用できる計測系及びリチウム中の窒素と水素を抑制するホットトラップを試験中である。ターゲットアセンブリの遠隔操作に関しては、レーザーによる316L-316L間のリップ溶接及びF82H-316L間の異材溶接を検討中である。IFMIFターゲット系の工学設計としては、水実験,流動解析,背面壁熱構造解析,遠隔操作の検討等を実施中である。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井田 瑞穂; 松下 出*; 堀池 寛*; 金村 卓治; 杉浦 寛和*; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; et al.
Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, 133(5), p.052910_1 - 052910_6, 2010/12
被引用回数：7 パーセンタイル：38.67(Engineering, Mechanical)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)を実施している。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本論文では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの詳細設計内容を報告するとともに、建設概況及び本試験装置を用いた工学実証の課題とその評価方法について併せて報告する。
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。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 松下 出*; 井田 瑞穂; 堀池 寛*; 金村 卓治; 杉浦 寛和*; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; et al.
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型DLi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)を実施している。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めているところである。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本研究では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの詳細設計内容を報告するとともに、建設概況及び本試験装置を用いた工学実証の課題とその評価方法について併せて報告する。
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：25 パーセンタイル：83.13(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：19 パーセンタイル：75.95(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。
須永 博美; 橘 宏行; 田中 隆一; 岡本 次郎; 寺井 寛*; 斉藤 敏夫*
Radiation Physics and Chemistry, 42(4-6), p.749 - 752, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：38.07(Chemistry, Physical)加速器から放出される電子線をターゲットに衝突させることにより発生する制動放射線を用いる加工処理における線量計測法について検討した。制動放射線は電子エネルギーに対応する高エネルギー成分を含む連続エネルギースペクトルの放射線で、一般にコバルト60ガンマ線照射の場合よりも線量率が高いなどの特徴を有し、線量計測を行う場合に問題となる可能性がある。これらの特徴を考慮して、基準線量計としては試作した円筒型電離箱を、実用線量計としてPMMA(Radix)、CTA(FIR-125)およびアラニン(アミノグレイ)線量計についての特性を調べた。その結果、円筒型電離箱では1.8
10
R/h程度の高線量率まで電離電流の飽和が生じない状態で測定を行うことができ、実用線量計ではPMMAとアラニン線量計が510
~310R/hrの範囲で線量率依存性を示さず、有用な線量計となり得ることが明らかとなった。
中村 博雄; 井田 瑞穂; 宮下 誠; 吉田 英一; 荒 邦章; 西谷 健夫; 奥村 義和; 堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 寺井 隆幸*; et al.
no journal, ,
幅広いアプローチのもとで国際核融合材料照射施設/工学実証工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の液体リチウム(Li)ターゲット系タスクを、日欧の国際分担及び大学等との国内連携協力で、2007年より2013年までの計画で実施中である。Liターゲット系は、ターゲットアセンブリ,Li主ループ及びLi純化系から構成されている。Liターゲットの設計要求は、重水素ビーム入射による平均1GW/mの超高熱負荷除熱のため、最大流速20m/sで長時間安定なLi流を実現することである。そのため、EVEDA Li試験ループ,計測系,純化系,腐食損耗,遠隔操作,リチウム安全取扱い等の工学実証タスク及び工学設計タスクを実施し、最終設計報告書に取りまとめ建設に備える。本報告では、日本の活動を中心に、ターゲット系開発の現状を報告する。
中村 和幸; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 渡辺 一慶; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 深田 智*; 寺井 隆幸*; 辻 義之*; et al.
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)は2007年7月に開始され、リチウムターゲット系に関しては、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)が、日欧協力の下で実施されている。「リチウム試験循環設備の製作及び運転(LF1)」は、現在、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、配管系統の据付けを実施している段階である。「計測設備(LF2)」は、現在、大阪大学において接触型液面計の特性試験などが実施されており、これらの成果をもとにリチウムループ用液面計の設計を行う予定である。「リチウム精製設備(LF4)」は、東京大学においてFe-Tiゲッター材による窒素の吸収実験が、また九州大学においてY(イットリウム)ゲッター材による水素の吸収実験などが実施されており、これらの成果をもとにリチウムループ用純化系の設計を行う予定である。「遠隔操作(LF5)」は、現在、実証試験用の装置の設計を完了したところである。「工学設計(LF6)」は、5つの工学実証の成果をもとにIFMIF実機の設計を行うものであり、これまでに熱応力及び熱構造解析を実施し、IFMIF実機の基本的な構造評価を行った。
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。
中村 和幸; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 新妻 重人; 平川 康; 古川 智弘; 渡辺 一慶; 堀池 寛; 寺井 隆幸*; et al.
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)が、2007年7月に開始されてから3年半が経過した。リチウムターゲット系に関しては、現在5つの実証タスクと1つの設計タスクが日欧協力の下で実施されている。講演では、日本側が大学の協力も含めて担当しているタスクである「リチウム試験循環設備の製作及び運転(LF1)」,「計測設備(LF2)」,「リチウム精製設備(LF4)」,「遠隔操作(LF5)」,「工学設計(LF6)」の現状について報告する。
中村 和幸; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 新妻 重人; 平川 康; 古川 智弘; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 寺井 隆幸*; et al.
no journal, ,
現在、日欧協力下で進められてい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)のリチウムターゲット系に関する日本側担当タスクの概要と現状を報告する。最近の主な進捗としては、リチウムループの完成,遠隔操作実験用試験装置の完成及び東日本大震災による被害に対する復旧作業が挙げられる。
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。
