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論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

The Start-up and observation of the Li target in the EVEDA Li test loop

近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; Groeschel, F.*; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1688 - 1693, 2014/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動の一つであ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)の枠組みの中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下ELTLと略す)の試験が進められている。ELTLでは、IFMIFのリチウムターゲットの流動条件が模擬でき、実験的にリチウムターゲットの安定性が評価される計画である。本研究では、正圧(0.117MPa)及び低真空(373Pa)の圧力条件下で、流速20m/sまでのリチウムターゲットの流動を画像観察した。その際のリチウム温度は300$$^{circ}$$Cに設定した。観察対象としては、(1)デジタルスティルカメラの長時間露光による平均形状の観察、(2)高速度ビデオカメラによる時間変動現象の観察、の2種類を実施した。その結果、流路側壁部分から発生する波を除き、ターゲットの時間平均形状はほぼ平滑であることがわかった。その際、圧力による違いは観察されなかった。また、高速度カメラによる観察の結果、ターゲット表面には進行波が発生し、進行波の代表的な波長は流れ方向に変化していくことが明らかになった。これらの画像観察の結果をもとに、今後実施するターゲット厚み及び発生する波の光学計測の結果を評価する計画である。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

IFMIF; Overview of the validation activities

Knaster, J.*; Arbeiter, F.*; Cara, P.*; Favuzza, P.*; 古川 智弘; Groeschel, F.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; 松本 宏*; Mosnier, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 53(11), p.116001_1 - 116001_18, 2013/11

AA2013-0294.pdf:2.55MB

 被引用回数:56 パーセンタイル:1.83(Physics, Fluids & Plasmas)

日欧協力による幅広いアプローチ活動の下、IFMIF/EVEDA事業は、次の段階のIFMIF建設を目途としている。主要施設である(1)加速器、(2)標的、(3)試験設備の実証活動では、フルスケールのプロトタイプ、もしくは、直接、IFMIFへ外挿可能なスケールダウンモデルを製作している。1.125MW(125mA, 9MeV)の重陽子ライナックの据付が2013年3月に日本の六ヶ所で始まる。日本の大洗で稼動中の世界最大の液体リチウム試験ループは、今後、意欲的な実験が計画されている。フルスケールの高中性子束試験モジュールには日欧の協力で開発された小型試験片が約千個詰め込まれ、ヘリウムガスループとともにドイツで製作された。フルスケールのクリープ試験用中間中性子束試験モジュールがスイスで製作された。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

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:30 パーセンタイル:13.44(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。

論文

Engineering design and construction of IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication of integrated target assembly

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。

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:10.14(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.

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。

口頭

IFMIF-EVEDA事業の工学設計の進捗

若井 栄一; 菊地 孝行; 平野 美智子; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 木村 晴行; 西谷 健夫; 山本 道好; 松本 宏; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

日欧協力下で進めている国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF-EVEDA)における工学設計では、加速器,リチウムターゲット,テストセル,コンベンショナル及び照射後試験施設の5つ施設に分類してIFMIFのミッション及び、トップの要求事項について、日欧の専門家によって議論を重ね、現在、その内容を定めている所である。工学実証試験や製作した機器についての製作技術や性能評価などで得られた重要な結果をある程度、反映させて工学設計を進めているが、その基幹かつ共通となる部分を日欧の専門家が評価を行い、IFMIF仕様,ミッション,トップレベル要求,コードと標準,安全,コスト評価,プラントブレークダウン構造,施設間のインターフェース及びCADについての評価項目を定めた。いずれの施設の工学設計も、これらのことを考慮して3段階のステップを踏んで2013年6月までに完了させ、十分な整合性をとった統合した中間工学設計書を作成する予定である。

口頭

IFMIF/EVEDA用ターゲットアセンブリ内のCFDを用いたリチウム流の流況評価

藤城 興司; 井田 瑞穂; 辻 義之*; 若井 栄一; Groeschel, F.*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 杉本 昌義; 西谷 健夫

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)の中で、IFMIF/EVEDAの実証試験を実施している。原子力機構大洗研究開発センターの工学実証試験装置であるリチウム試験ループについて、ノズル出口下流に位置するリチウム・ターゲット流の安定性を評価する目的で、不均一流れが整流器を通じて一様に均される過程を、上流の配管から整流器出口に至る領域を対象として流速分布の評価及び流動解析を行った。ソルバとしてANSYS-FLUENTを採用し、k-$$varepsilon$$二方程式モデル、壁関数に改良型壁関数(EWT)を用い、ノズル出口で流速15[m/s](通常運転流速に相当)の場合について定常計算を実施した。その結果、整流器の入口に乱流強度が最大でおよそ19.5%に達する領域があり、その下流壁面近傍に定常的な渦が形成されることがわかった。この流速が非一様な流れが整流器に流入し、整流器を通じて主流方向の流速分散が一様に均される過程を明らかにした。また、整流器入口で最大19.5%であった乱流強度は整流器を通じて、整流器出口で4-5%の値に低下することがわかった。

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