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井田 瑞穂; 中村 博雄; 山村 外志夫*; 杉本 昌義
JAEA-Technology 2006-044, 39 Pages, 2006/10
JAEA-Technology-2006-044.pdf:2.94MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)のターゲットアセンブリの背面壁は強い中性子照射を受けるため、アセンブリとの接合部をリップ構造として溶接により交換する構造となっている。中性子照射下での背面壁の熱応力と変形を低減するうえで重要である背面壁の押し付け圧力を、限られた配置スペース内で機械式クランプによりどれだけ実現できるか検討し、背面壁の内外圧力差0.4MPaまで可能であることを明らかにした。また、液体リチウムが装荷時に凝固しないようにアセンブリの温度を維持するための保温材として熱伝導が小さいものを調査し、その保温材がアセンブリ温度300
C程度まで熱伝導率0.008W/m
Kを維持できるとすると、必要な保温材厚さは8.2mm,重量は32kgで済むことを明らかにした。保温材が施工できない背面壁の温度維持のための高発熱密度ヒーターも調査し、配置・施工を検討した結果、窒化珪素ヒーターを用いて必要発熱量8.4kWを達成できることを明らかにした。さらに、アセンブリをリチウムループから分離・結合する際の揺れ止めと位置決めのための遠隔操作機器の構造も検討した。
井田 瑞穂; 中村 博雄; 山村 外志夫*; 杉本 昌義
JAEA-Technology 2006-003, 89 Pages, 2006/02
JAEA-Technology-2006-003.pdf:5.23MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)ターゲット系ループでは、ビーム入射時の沸騰を防止するために液体リチウムは250C程度の低温で循環される。しかしながら、それに先立つ装荷時に液体リチウムが凝固しないようにターゲットアセンブリの温度を200C程度以上に維持することが必要である。このターゲットアセンブリが設置されるテストセル室の条件としては真空,アルゴン又はヘリウム雰囲気が考えられている。また、ターゲットアセンブリの背面壁はリチウム融点(180C)より低い外壁温度を有する垂直型テストアセンブリに近接している。そこで、このような条件下で要求されるターゲットアセンブリ保温構造仕様を定めるための熱解析を行った。その結果、セラミックファイバー製の保温層よりもステンレス鋼製の熱遮蔽体のほうがコンパクトであること,真空条件ではその輻射率を0.05以下にすることにより熱遮蔽板の数は5枚で十分であることが明らかになった。また、保温構造体が施工できない背面壁の場合、真空条件では機器の輻射率を0.1以下にすること、及びヘリウム条件では背面壁に9kWのヒーターを取り付けることによって要求を満たすことを明らかにした。
井田 瑞穂*; 中村 博雄; 清水 克祐*; 山村 外志夫*
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.847 - 851, 2005/11
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)IFMIF条件下でのターゲットアセンブリ構造の熱的健全性を評価するため熱応力解析を実施した。強力中性子束の核発熱により、アセンブリ/背面壁間の熱伝達が15.8W/m
Kと小さい場合は背面壁に局所的に440Cの高温部が生じ、回転拘束の背面壁でも熱応力は最大で約500MPaとなり、リチウム流れに接する部分が2mm変位し、安定なリチウム流形成が困難となることを示した。熱伝達を150W/mKとすれば最大熱応力は約260MPaに軽減され、背面壁変位が0.3mmとなることを示した。これにより、現設計に対し、背面壁の拘束方法や冷却方法の考慮を加えることとした。次に、ターゲットアセンブリ全体の温度維持の成立性を評価するため温度解析を実施した。定常運転時に相当するテストセル真空条件0.1Paではアセンブリ,背面壁ともに温度がLi融点180C以上であるが、メンテナンス時の1気圧Ar雰囲気では180C以下となることを示した。同時に得られた必要なヒーター容量は15kW、熱遮蔽は0.2mm厚さのステンレス鋼で16層であり、これらの知見はターゲットアセンブリの設計見直しに反映される。
中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松廣 健二郎; Fischer, U.*; 林 巧; 森 清治*; 中村 博文; 西谷 健夫; 清水 克祐*; Simakov, S.*; et al.
JAERI-Review 2005-005, 40 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-005.pdf:3.52MB
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
)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m)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、7Be,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16年度の原研におけるターゲット系の活動主要なトピックスとして、ターゲットアセンブリの熱・熱応力解析、放射化腐食性生物によるリチウムループ近接性の影響評価,トリチウムインベントリと透過量評価を取りまとめた。
西口 磯春; 加治 芳行; 井岡 郁夫; 山村 外志夫*; 山田 嘉昭*
J. Pressure Vessel Technol., 112, p.233 - 239, 1990/08
被引用回数：8 パーセンタイル：54.28(Engineering, Mechanical)外圧作用下における円管のクリープ座屈挙動を予測するための簡易解析法を提案した。本法においては円管の変形挙動はShape factorと呼ぶ単一の変数で表現され、その進展は常微分方程式で与えられる。弾性の効果を考慮するとともに、種々のクリープ構成方程式を用いることができる。有限変形理論に基づく有限要素法および従来の簡易解析法による解との比較も行なった。
