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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。

報告書

Compatibility of reduced activation ferritic/martensitic steel specimens with liquid Na and NaK in irradiation rig of IFMIF

湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義

JAERI-Tech 2005-036, 10 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-036.pdf:2.06MB

材料の照射特性は温度依存性が強いため、照射中の試料温度測定は重要である。しかしながら、中性子照射損傷が20dpa/年以上となるIFMIFの高中性子束領域において、鉄ベースの合金を照射する場合、大量の核発熱が生じるため、試料温度を正確に計測することは、不活性ガスを照射試料と試料ホルダーとの間のギャップに充てんして試料温度を試料ホルダーに埋め込んだ熱電対によって測定する従来の方式では、照射中にギャップの熱伝達率が変化するため極めて困難である。その対策としてギャップの熱伝達率がより安定と期待される液体金属(ナトリウム又はナトリウム-カリウム合金)をギャップに充てんする方法が提案(FZKが提案)されているが、液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性に懸念があった。本報告は、このような液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性について検討し、照射リグ設計への提案として、充てん前の液体金属の純度管理や炭素原子移行を予防する材質選択上の注意を述べる。

論文

Removal and control of tritium in lithium target for International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 杉本 昌義; 湯谷 順明*; 竹内 浩

Fusion Science and Technology, 41(3), p.845 - 849, 2002/05

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では40MeVの重陽子ビームを液体リチウム(Li)ターゲットに入射し、D-Li反応により中性子を発生させる。この際、最大で年間10gのトリチウム(T)が発生する。施設の安全運転のため、生成したTをLiループから除去する必要がある。T除去方法の候補は、軽水素添加によるスワンピング法によるコールドトラップ方式とイットリウムゲッターによるホットトラップ方式である。また、Li中のT測定方式の候補は、NbまたはNb-Zr膜透過の水素同位体ガスの四重極質量分析計測定及びプロトン導電性セラミックセンサー測定である。本報告では、これらのTの除去と制御法に関する設計検討結果について述べる。

論文

Tritium processing and tritium laboratory in International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)

湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義; 竹内 浩

Fusion Science and Technology, 41(3), p.850 - 853, 2002/05

本報告は、国際核融合材料照射施設(IFMIF)で照射したトリチウムを含む材料の照射後試験施設とIFMIFで発生するトリチウムの処理方法の設計に関するものである。IFMIFでは、重陽子ビームを液体リチウム(リチウムターゲット)に入射させ、D-Li反応により中性子を発生させる。トリチウムはこの反応で生成されるとともに、増殖材のトリチウムその場実験テストモジュールからも生成される。トリチウムその場実験テストモジュールの照射後試験とリチウムターゲットの保守を行うため、必要な機器,ホットセルの規模及び搬送方法の検討を行い、トリチウム実験室のレイアウトを定めた。トリチウム処理に関しては、液体状及び固体状のものは施設内に一時保管できるが、気体状のものは外部へ放出せねばならないので、トリチウムの漏洩量と処理方法を検討し、処理設備の能力を設定した。

論文

Status of lithium target system for International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF)

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 杉本 昌義; 竹内 浩; 湯谷 順明*; IFMIF International Team

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.919 - 923, 2001/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:57.68(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウムターゲット系の現状について述べる。IFMIFは、核融合炉材料開発のため、照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m$$^{2}$$)を発生可能なD-Li反応方式の加速器型中性子源である。このような中性子発生のため、最大エネルギー40MeV,最大電力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。1995年から1998年に実施した概念設計に続き、1999年に合理化設計を実施し、当初のIFMIF計画の目的を損なわずにコストを削減し、IFMIFの成立性を高めた。主な偏光は、液体リチウムターゲットの数を2個から1個に削減,リチウムルーム建家高さの半減等である。2000年からは、要素技術確証を開始し、液体リチウムループ実験の検討やリチウム模擬水実験を行った。また、リチウムループ系のシステム設計も開始した。

報告書

Reduced cost design of liquid lithium target for International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF)

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 杉本 昌義; 竹内 浩; 湯谷 順明*

JAERI-Tech 2000-078, 17 Pages, 2001/01

JAERI-Tech-2000-078.pdf:1.93MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料開発のために、十分な照射体積(500cm$$^{3}$$)を有し、照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m$$^{2}$$)を発生可能な加速器中性子源である。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。1995年から1998年までに実施された概念設計及び評価活動に続いて、1999年に低コスト化のための合理化設計実施し、当初のIFMIF計画の目的を損わずにコストを削減し、IFMIFの成立性を高めた。主な変更点は、液体リチウムターゲッの数を、2個から1個に削減したことである。2000年からは、要素技術確証フェーズを開始した。本報告書は、低コスト化合理化設計の内容と最近の要素技術確証活動の概要について述べた。

論文

Staged deployment of the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

竹内 浩; 杉本 昌義; 中村 博雄; 湯谷 順明*; 井田 瑞穂*; 實川 資朗; 近藤 達男; 松田 慎三郎; 松井 秀樹*; Shannon, T. E.*; et al.

Fusion Energy 2000 (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

本論文は、FPCCの要請に基づき作成したIFMIFの段階的建設計画を基本とする建設コストの削減と平準化に関するものである。全コストは、当初の目標を減じることなく、概念設計時の全コストから約40%減の487.8Mドルに合理化された。段階的建設は、核融合炉開発と整合させた3段階の開発整備計画とし、第一段階の建設コストは、概念設計時の全コストの62%減となり、303.6Mドルで実現できることを示した。なお、第一段階では、50mAの運転による照射試験によりITER増殖ブランケット材料の選定を行い、第二段階では125mAに増力して原型炉設計のための工学データの取得を行う。また、第三段階では加速器の2台に増設し250mAの運転により原型炉材料の寿命評価のための100-200dpaの工学データの取得を行い、当初の目的を達成する。

報告書

国産ODS材腐食評価試験

湯谷 順明*; 細川 隆徳*; 山中 庸靖*

PNC TJ9124 90-003, 97 Pages, 1990/09

PNC-TJ9124-90-003.pdf:20.26MB

国産ODS管材(13Cr-0.5Y2O3-0.5Ti-3Wおよび11Cr-0.25Y2O3-0.5Ti-2W)および高強度フェライト/マルテンサイト管材1FKの腐食特性を把握するため、改良SUS316管材をレファレンス材とし、テルルおよびヨウ素を腐食剤として、温度500、600および700度C、時間100hの条件で腐食試験を行い、以下の結果を得た。(1)テルルに対する耐食性は試験温度700度Cでは、改良SUS316に比較して13Cr-0.5Y2O3-0.5Ti-3Wは優れていたが、11Cr-0.25Y2O3-0.5Ti-2Wと1FKは劣っていた。(2)試験温度500および600度Cでは、Cr含有量が高いほどテルルに対する耐食性が高くなる傾向が認められた。(3)ヨウ素による腐食試験で重量損失が認められ、4供試材とも重量損失は600度Cで最大であった。(4)改良SUS316に比較して、13Cr-0.5Y2O3-0.5Ti-3W、11Cr-0.25Y2O3-0.5Ti-2Wおよび1FKのヨウ素に対する耐食性は劣っている。

報告書

改良型オーステナイト鋼のFCCI特性試験; 仏国製改良オーステナイト鋼およびSUS316相当鋼大気溶解材

湯谷 順明*; 和田 孝志*; 松塚 龍二*; 山中 康靖*; 渡 孔男*

PNC TJ9124 87-007, 43 Pages, 1987/09

PNC-TJ9124-87-007.pdf:3.06MB

仏国製改良オーステナイト鋼被覆管とSUS316相当鋼大気中溶解材を用いた被覆管のFCCI特性を把握するため、SUS316相当鋼真空二重溶解材をレファレンス材とし、CsOH-CsI混合物、Teおよびヨウ素を模擬FP腐食剤として、温度700$$^{circ}C$$、時間100hの条件で、炉外腐食試験を行い、以下の結果を得た。(1)CsOH-CsI混合物(CsOH/CsI=1)により、粒界腐食が生じた。(2)Teおよびヨウ素により全面腐食が生じた。(3)3供試材間に腐食形態の相違はなかった。(4)Teの場合を除いて、仏国製改良オーステナイト鋼とSUS316相当鋼大気中溶解材は、SUS316相当鋼真空二重溶解材と同程度の耐食性を示した。

報告書

高速炉用被覆管のFCCI感受性 炉外比較試験

湯谷 順明*; 富永 康夫*; 兵頭 宏通*

PNC TJ202 85-16, 144 Pages, 1985/07

PNC-TJ202-85-16.pdf:24.41MB

高速炉燃料の健全性を評価するためには,燃料-被覆管化学的相互作用(FCCI)に起因する被覆管の内面腐食の程度を把握するとともに,燃料隣接効果(FAE)による被覆管の強度低下を調べる必要がある。このため腐食剤としてセシウム-テルル混合物(Cs法Te=1),水酸化セシウムおよび水酸化セシウム-ヨウ化セシウム混合物(CsOH法CsI=1)を取り挙げ温度700$$^{circ}C$$,時間100hの条件で「もんじゅ」又は実証炉用燃料被覆管の候補材の腐食試験を行うとともに,SUS316相当材製被覆管内にセシウム-テルル混合物(Cs法Te=1)及び水酸化セシウムを封入して400$$sim$$700$$^{circ}C$$で強度試験(引張試験)を行い,以下の結果を得た。 1.腐食試験 1)セシウム-テルル混合物により粒界腐食と全面腐食が生じた。 2)水酸化セシウムにより激しい粒界腐食が生じ,15Cr-20Ni-2.5Mo-0.20Ti鋼,15Cr-25Ni-2.5Mo-0.25Ti鋼及び15Cr-30Ni-2.5Mo-0.25Ti-0.1Nb鋼では腐食が肉厚(470$$mu$$m)まで達していた。 3)水酸化セシウム-ヨウ化セシウム混合物により,225$$sim$$340$$mu$$mに達する粒界腐食が生じた。 4)15Cr-20Ni-2.5Mo-0.35法0.4Ti鋼と15Cr-15Ni-2.5Mo-0.25Ti鋼はSUS316相当材と同程度の耐食性を示した。 2.強度試験 1)セシウム-テルル混合物及び水酸化セシウムによる被覆管の脆化が500$$^{circ}C$$以上で認められたた。 2)脆化した試験片には応力軸に垂直なクラックが多数発生していた。

口頭

Decalibration characteristics of N-type thermocouples due to neutron induced transmutation under the IFMIF irradiation condition

湯谷 順明; 山内 通則; 中村 博雄; 杉本 昌義

no journal, , 

中性子照射場では、核変換による組成変化によって熱電対の温度指示値が正しい値からずれてくる。IFMIFでは、核分裂炉での経験で温度指示値変化が少なく、ITERの評価でも推奨されているニッケル系のN熱電対(Ni-14.2%Cr-1.4%Si/Ni-4.4%Si-0.1%Mg)を、試料温度の計測・制御に使用する予定である。核分裂炉では構成元素の同位体の生成が主で、組成変化はわずかであるが、IFMIFでは数MeVにしきいエネルギーがある(n, np)等の反応によって、1年間の照射で鉄が約1%(ITERの寿命末期の約5倍)生成する。このため、Ni-Fe2元合金の熱起電力値を用いて、N熱電対が鉄を1%含んだときの温度指示値の変化を評価した。その結果、核融合炉の構造材料である低放射化フェライト鋼の照射温度範囲の250$$sim$$600$$^{circ}$$Cにおける温度指示値のずれは約10$$^{circ}$$Cと予想され、IFMIFにおいて試料温度の計測・制御に供することができることがわかった。

口頭

IFMIF/EVEDA事業ターゲット系と試験設備系活動の報告,7; IFMIFリチウムターゲット施設と照射後試験施設の工学設計

杉本 昌義; 若井 栄一; 金村 卓治; 菊地 孝行; 井田 瑞穂*; 渡辺 一慶*; 新妻 重人*; 山本 道好*; 湯谷 順明*; 平野 美智子*

no journal, , 

核融合エネルギー開発のための日欧協力による幅広いアプローチ活動の下で実施している国際核融合材料試験施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)では、2013年に中間工学設計書が完成した後、設計上の課題となっている幾つかの実証項目については2015年まで実証試験タスクを継続してきた。日本の担当タスクに関しては3月に全てを完了し、試験結果の評価を継続するとともに、中間工学設計への反映の仕方について検討を始めた。本発表では、2013年の工学設計書において日本が主に担当したリチウムターゲット施設と照射後試験施設について、各種実証試験の結果をもとに設計の技術的妥当性を検証するとともに、今後解決すべき課題を報告する。

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