Minutes of the IFMIF technical meetings; May 17-20, 2005, Tokyo, Japan

IFMIF国際チーム

JAERI-Review 2005-027, 416 Pages, 2005/08

JAERI-Review-2005-027.pdf:48.34MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の技術会合及び設計チームの各グループリーダーによる技術統合会合が2005年5月17日20日に、上野の計算科学技術推進センターで開催された。会合の主な目的は、(1)サブシステムの技術検討の現状報告,(2)ターゲット系とテストセル系とのインターフェイス事項の技術検討,(3)総合設計報告書に対する日欧でのピアレヴューの結果報告,(4)サブシステムの設計・実験活動の間の調整,(5)次期活動である工学実証・工学設計活動案の審議、及び、(6)それらのIFMIF執行小委員会への報告案作成である。本報告書は、ターゲット系技術会合,テストセル系技術会合,ターゲット系/テストセル系インターフェイス会合,加速器系技術会合、及び、技術統合会合の要約を取り纏めたものである。

Liquid lithium target under steady state ultra high heat load of 1 GW/m range for International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 竹内 浩; IFMIF国際チーム

Fusion Engineering and Design, 65(3), p.467 - 474, 2003/04

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00019-X

IFMIFは、核融合材料開発のためのD-Li反応を用いた加速器型中性子源である。リチウム(Li)ターゲットは、ターゲットアセンブリ、Li純化系と種々の計測器から構成される。10MWの重陽子ビームが205cmの面に入射し、1GW/mの超高熱負荷に相当する。このような超高熱負荷を除熱するため、20m/sの高速液体Li流と曲面流れが必要となる。熱流動解析によれば、曲率25cmの曲面壁による160Gの発生遠心力は、IFMIF運転に十分である。模擬水実験を実施し、Li流れの流動特性を確証した。最終的にLi流の性能を確証するために、Liループを計画中である。トリチウムやC, N, O不純物を許容値以下に制御するためのコールドトラップとホットトラップを備えたIFMIFターゲットにおけるこのような技術は、核融合炉の液体プラズマ対向壁と類似性を有している。発表では、IFMIFのLiターゲット技術とプラズマ対向壁への応用について述べる。

IFMIF International Fusion Materials Irradiation Facility key element technology phase interim report

IFMIF国際チーム

JAERI-Tech 2002-022, 97 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-022.pdf:9.17MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m、鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器,体積9mの液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本中間報告書では加速器,ターゲット,テストセル,設計統合について記載した。KEP活動は2002年12月まで継続され、その成果がIFMIF-KEPの最終報告書としてまとめられる予定である。