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松廣 健二郎; 中村 博文; 林 巧; 中村 博雄; 杉本 昌義
Fusion Science and Technology, 48(1), p.625 - 628, 2005/07
被引用回数：6 パーセンタイル：40.47(Nuclear Science & Technology)IFMIFの安全評価やトリチウム処理システムの設計に必要となるIFMIFターゲットシステムのリチウムループでのトリチウム透過量及びインベントリについて詳細な評価を行った。その結果リチウムループからのトリチウム透過量は1.0
10
Bq/hとなり、その内約95%が窒素除去用ホットトラップ(873K)からのものであることがわかった。透過したトリチウムはリチウムループエリアに放出されアルゴン排ガス処理システムでテストモジュールから発生したトリチウム(610
Bq/h)とともに処理される。また、アルゴン雰囲気調整装置で分離された空気中に最大3.510
Bq/cm
混入する可能性があるが、空気排ガス処理システム(最大処理トリチウム濃度5Bq/cm)で処理されることからリチウムループからのトリチウム透過は問題とならない。一方リチウムループ機器材料中のトリチウムインベントリは510Bqであり、ターゲットシステムにおけるリチウム中(9 m)のトリチウムインベントリ(510
Bq)に比べ問題とならない。
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。
松廣 健二郎; 安堂 正己; 中村 博雄; 竹内 浩
JAERI-Research 2004-003, 12 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-003.pdf:0.85MB
IFMIFターゲット背面壁の候補材である低放射化フェライト鋼(F82H鋼)におけるトリチウム透過量に与える中性子照射損傷の影響について評価を行った。その結果、照射損傷により実効拡散係数は10
20%減少することが予想され、透過開始後数百秒までの範囲では照射損傷によりトリチウム透過量は1020%以上減少する。またIFMIFターゲット背面壁のF82H鋼における一日あたりのトリチウム透過量は1.3x10
g/d(4.7x10Bq/d)であり、316ステンレス鋼を用いた場合に比べ約30倍であり、この量はIFMIFの主ループでのトリチウム透過量の約8%に相当する。
