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論文

Approach to the lifetime assessment of the bayonet back plate for IFMIF target

Agostini, P.*; 井田 瑞穂; Miccich$`e$, G.*; 中村 博雄; Turroni, P.*

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.364 - 368, 2009/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.6(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)のリチウム(Li)ターゲットの背面壁は施設中の機器のうちで最も強く中性子照射に曝されるが、その交換方式の一つとしてバイオネット方式の背面壁の開発を進めている。この背面壁の交換頻度を左右する背面壁寿命を主なダメージ原因について評価し、以下の点を明らかにした。リチウム中の窒素濃度が10wppm以下に制御されるIFMIFでは低放射化フェライト鋼製の背面壁の腐食損耗は年間0.003mm以下である。重陽子ビームのBraggピークが1mm背面壁側にずれた場合でも背面壁温度上昇は12度以下であり、疲労荷重は十分低い。中性子照射による背面壁中心部の熱応力も93MPa以下であり、弾性限界より十分低い。背面壁の寿命に対して最も影響が大きいのは照射による延性脆性遷移温度(DBTT)の上昇であり、年間60dpaの照射損傷条件下では3か月以下の寿命となるが、背面壁に脱着型ヒーターを取り付けてアニールすることによってより長寿命にできる。

論文

Status of engineering design of liquid lithium target in IFMIF-EVEDA

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:83.37(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$$^{circ}$$C is considered. To replace the backplate, two design options of the remote handling systems are under investigation.

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

 被引用回数:17 パーセンタイル:76.1(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。

口頭

IFMIF/EVEDAターゲット系開発の現状

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$$^{2}$$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。

口頭

Status of liquid lithium target activities in IFMIF-EVEDA

中村 博雄; Agostini, P.*; Groeschel, F.*

no journal, , 

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体Liターゲットの最近の活動について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。総電流250mAでエネルギー40MeVの二本の重陽子ビームを液体リチウム(Li)流に照射して、中性子を発生させる。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純化系等から構成される。Liターゲットの設計要求は、最大流速20m/sで、安定Li流を実現することである。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、窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下に制御する。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、60dpa/yの中性子照射を受けるため、延性脆性遷移温度の上昇などを考慮した寿命評価が必要である。背面壁は、遠隔交換可能な構造が不可欠であり、切断・再溶接方式とバイオネット方式の2つを検討中である。幅広い取組みの工学実証・工学設計活動では、液体Liターゲットの工学実証を行い、工学設計に資するため、液体Liループを製作し2011年度から実験開始予定である。

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