Thermal-hydraulic analysis of liquid lithium target for international fusion materials irradiatioin facility (IFMIF)

井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 中村 博雄; 竹内 浩

Proceedings of Japan-US Workshop on High Heat Flux Components and Plasma Surface Interactions for Next Fusion Devices, p.59 - 68, 2000/00

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計活動の一環として、凹面壁沿い流れる液体リチウムターゲットの熱流動特性を研究した。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(D-Li)中性子源であり、最大で40MeV,250mAの重陽子ビームによる発熱を除去するため、大面積自由表面を有する液体Liは最大20m/sの高速で安定に流れる必要がある。このようなLiターゲットに関し、FLOW-3Dコードを用いて熱流動解析を実施した。その結果、真空(0.001Pa)のジェット表面から、凹面壁上の強力な遠心力において静圧が増加するジェット内部まで、すべての場所においてLi温度は飽和温度を上回った。この解析により、最大10MW,1GW/mの高熱負荷でもLiターゲットが沸騰しないことが予測され、IFMIFターゲット仕様の妥当性を確認した。