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論文

Thermo-structural analysis of target assembly and back plate in the IFMIF/EVEDA lithium test loop

渡辺 一慶; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1299 - 1302, 2011/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)におけるEVEDAリチウム試験ループ背面壁の熱構造解析に関するものである。EVEDAリチウム試験ループでは、SUS316L製の一体型背面壁及びF82H製のバイオネット型背面壁の2種類が製作される予定である。熱構造設計では、これらの背面壁についてABAQUS計算コードを使用した。ターゲットアセンブリ外表面への断熱材の取り付けを仮定した条件で、最大応力の計算結果は一体型は39.2MPa、バイオネット型は340MPaであった。これらの結果は、それぞれの材料の許容応力を下回っており、熱応力の低減に対する断熱材の効果が確認できた。また、バイオネット型と比較して一体型の最大応力は小さく、背面壁流路に継ぎ目のない一体型構造の利点を明らかにした。

論文

Target system of IFMIF-EVEDA in Japanese activities

井田 瑞穂; 深田 智*; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 金村 卓治*; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄; 杉浦 寛和*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1294 - 1298, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.8(Materials Science, Multidisciplinary)

本報告は、現在、幅広い取組協定に基づき国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)で実施中のターゲット系に関する日本の活動についてまとめたものである。IFMIFの流動条件及び不純物条件を模擬するEVEDAリチウム試験ループの設計及び製作準備を実施中である。この試験ループでは、F82H(低放射化フェライト鋼)及び316L(ステンレス鋼)製の2種類のターゲットアセンブリ及び交換型背面壁の熱構造の実証試験が行われる。EVEDAループでの最終的な実証に向け、高速自由表面リチウム流に適用できる計測系及びリチウム中の窒素と水素を抑制するホットトラップを試験中である。ターゲットアセンブリの遠隔操作に関しては、レーザーによる316L-316L間のリップ溶接及びF82H-316L間の異材溶接を検討中である。IFMIFターゲット系の工学設計としては、水実験,流動解析,背面壁熱構造解析,遠隔操作の検討等を実施中である。

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

Development of remote handling technology of liquid lithium target and replaceable back plate with lip seal in IFMIF-EVEDA

宮下 誠; 古谷 一幸*; 井田 瑞穂; 中村 博雄

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1333 - 1338, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.95(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)のターゲット背面壁は、最大で年間約50dpaの中性子照射下で発生する核発熱による熱応力に耐えられる材料・構造を選定する必要があり、少なくとも毎年、交換する必要がある。背面壁の交換は接続部のリップシール部をレーザ溶接装置によって遠隔操作により切断・溶接される。本報告は交換可能な背面壁のリップシール部溶接材の材料特性評価と、背面壁及びターゲットアセンブリの遠隔交換技術についてまとめたもので、SUS316Lリップシール溶接継手の室温による材質試験結果では、重要な劣化は見られず、また、遠隔交換技術はレーザ切断/溶接装置と遠隔操作手順の概念設計の検討結果を示す。

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:86.28(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

Mechanical properties of F82H/316L and 316L/316L welds upon the target back-plate of IFMIF

古谷 一幸*; 井田 瑞穂; 宮下 誠; 中村 博雄

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.963 - 966, 2009/04

 被引用回数:18 パーセンタイル:78.17(Materials Science, Multidisciplinary)

日本におけるIFMIF背面壁の現在の設計では、その材料は316Lステンレス鋼及びF82H鋼からなる。それら316L鋼とF82H鋼とは互いに溶接される。この背面壁の316L鋼部分は、316L鋼製ターゲットアセンブリとも溶接される。背面壁は中性子重照射条件(年間50dpa)で稼動するため、あらかじめ溶接部分の金相観察及び機械特性試験を実施しておくことが重要である。これら試験の結果、F82H-316L間のTIG溶接部では大きな問題は見つからなかった。一方、316L-316L間のYAG溶接部では、有害な溶接欠陥なしに溶接できたものの、溶融金属部で硬さがやや低下した。破断がその溶融金属部で起き、引張強度及び伸びがやや低下した。さらに、その破断面で大きなボイドを含む幾つかの小さなくぼみが観察された。

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:14 パーセンタイル:70.13(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。

報告書

Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2006

井田 瑞穂; 中村 博雄; 千田 輝夫*; 宮下 誠; 古谷 一幸*; 吉田 英一; 平川 康; 三宅 収; 平林 勝; 荒 邦章; et al.

JAEA-Review 2008-008, 38 Pages, 2008/03

JAEA-Review-2008-008.pdf:9.37MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施中である。IFMIFは核融合炉材料の開発のための十分な照射体積を有する強力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、中性子の核発熱によりターゲット背面壁に熱応力が発生する。さらに、ベリリウム-7をはじめとする放射性核種が発生する。本報告では、平成18年度の原子力機構におけるターゲット系の主要な活動として、核発熱条件下でのターゲット背面壁の熱応力解析,その材料の溶接後の機械特性の試験,リチウムループ内でのベリリウム-7挙動とそれによる作業員被曝の評価、及び原子力機構を中心に実施予定の工学実証・工学設計タスクの検討結果を取りまとめた。

報告書

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の高中性子束テストモジュールの検討

宮下 誠; 湯谷 順明*; 杉本 昌義

JAEA-Technology 2007-016, 62 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-016.pdf:3.2MB

本報告は、核融合炉材料開発において必要不可決な国際核融合材料照射施設(IFMIF)のテストセル系の高中性子束テストモジュール(HFTM)の構造検討について取り纏めたものである。HFTMはIFMIFの照射場であるテストセルの高中性子束領域において、試料の中性子照射を行うことを目的としている。リグ内の試験片と熱電対配置,制御信号の取り合い及び支持構造を含めた全体の構造を検討した。また、高中性子束領域の制約から矩形断面をしたモジュール胴(圧力容器)の内圧とたわみ量の関係を明らかにし、さらに高精度を要求される照射材料温度制御の温度センサーである熱電対の照射に対する影響を検討した。これらの検討結果をもとに、構造図面を作成した。

論文

熱化学水素製造法ISプロセスと分離技術

久保 真治; 吉田 光徳; 桜井 誠*; 田中 耕太郎*; 宮下 礼子*

分離技術, 35(3), p.148 - 152, 2005/05

熱化学水素製造法は、複数の化学反応を組合せることによって、直接熱分解に要求される数千度という高温より低い温度レベルの熱エネルギーを用いて、水を分解しようとするものである。近年の燃料電池技術の急速な進展に伴って、原子力エネルギーを熱源とした熱化学水素製造法は、二酸化炭素を排出することなく大量の水素需要に応えることのできる水素製造技術として注目されるようになった。本稿では、熱化学水素製造法の中で有望と考えられているISプロセスについて、プロセスに用いられる分離,液液相分離のモデル化,ヨウ化水素の濃縮分離に関する問題点について述べる。

口頭

IFMIF/EVEDAターゲット背面壁の開発

宮下 誠; 井田 瑞穂; 若井 栄一; 中村 博雄; 古谷 一幸*

no journal, , 

IFMIFターゲット背面壁は、最大で年間50dpaの中性子照射下で発生する核発熱による熱応力に耐えられる材料・構造を選定する必要がある。IFMIF/EVEDAにおける設計では放射化した背面壁の遠隔交換のためリップシール方式に基づく背面壁取付け構造を採用し、背面壁材料は中心部が低放射化フェライト鋼(F82H)、周辺部がSUS316Lである。工学実証タスクでは2011年度までに背面壁とリップシール部の接合技術開発及び背面壁交換の遠隔操作システムの開発と操作性能実証試験を完了する予定である。現在、接合技術開発として、背面壁はTIG溶接によるF82H/SUS316L異材接合技術、また、リップシール部(SUS316L)は遠隔操作を前提としたレーザによる溶接/切断の技術検討を八戸工業高等専門学校と共同して進め、室温条件での溶接接合材の健全性を確認した。また、背面壁構造の特徴として、熱応力緩和するために外周部に応力緩和部を設けた。ABAQUSによる解析の結果、背面壁外周部の熱応力を316Lの許容値(328MPa@300$$^{circ}$$C)以下にするには厚さ5mm以上必要である。

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

Effect of different welding rods on mechanical property of dissimilar weld zone in F82H back plate for IFMIF liquid lithium-target

古谷 一幸*; 宮下 誠; 井田 瑞穂; 若井 栄一; 中村 博雄

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)のターゲット背面壁は、最大で年間約50dpaの中性子照射下で発生する核発熱による熱応力に耐えられる材料・構造を選定する必要がある。リップシール方式の背面壁は中央部が低放射化フェライト鋼F82Hで、リップシール構造によりターゲットアッセンブリに接合される外周部はSUS316Lで、TIG溶接によって異材溶接される。この報告は、この異材溶接に使用される中間材(溶加材)の影響を検討した結果を示す。中間材はY309(SUS309相当)及びSMW82(インコネル82相当)であり、金相観察の結果、Y309継手及びSMW82継手とも巨視的溶接欠陥のない良好な接合状態を示し、また、ビッカース硬さ測定(荷重:9.8N)結果では、溶接部の硬さ分布に特に異常は認められなかった。室温での引張り試験結果は、Y309継手及びSMW82継手の0.2%耐力はそれぞれ約255MPa及び251MPa、引張り強さはそれぞれ約575MPa及び581MPa、全伸びはそれぞれ約24%及び30%であり、両継手とも強さや伸びに特に問題は認められなかった。得られた試験結果の範囲内からは、Y309及びSMW82ともに中間材としてどちらも特に問題なく適用することが可能と考えられる。

口頭

Design and development of remote handling system of liquid lithium target in IFMIF-EVEDA

宮下 誠; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 渡辺 一慶; 中村 博雄; 上仲 司*

no journal, , 

本報告では、幅広いアプローチ(BA)のもとで実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学検証及び工学設計活動(EVEDA)における、液体リチウムターゲットの遠隔操作システムの設計及び開発について述べる。ターゲット材のリチウムが流れるターゲットアセンブリはRAFM(F82H)からなり、約50dpa/yの中性子照射損傷を受けるため、遠隔操作により、少なくとも毎年交換する必要がある。ターゲットアセンブリは3つの接続箇所があり、液体リチウム入り側配管の接続はリップシールによる接続である。リップシール接続部は遠隔操作システムのレーザサブシステムに設けられたファイバーレーザにより切断され、ターゲットアセンブリを収容しているターゲット・テストセル(TTC)容器外に運び出され、そして、新しいターゲットアセンブリがTTC容器に取付けられる。本報告は交換可能なターゲットアセンブリの遠隔交換技術についてまとめたもので、遠隔操作システムと遠隔操作手順の概念設計の検討結果を示す。

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