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若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11
IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250
C、約10
Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。
井田 瑞穂*; 中村 博雄; 清水 克祐*; 山村 外志夫*
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.847 - 851, 2005/11
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)IFMIF条件下でのターゲットアセンブリ構造の熱的健全性を評価するため熱応力解析を実施した。強力中性子束の核発熱により、アセンブリ/背面壁間の熱伝達が15.8W/m
Kと小さい場合は背面壁に局所的に440Cの高温部が生じ、回転拘束の背面壁でも熱応力は最大で約500MPaとなり、リチウム流れに接する部分が2mm変位し、安定なリチウム流形成が困難となることを示した。熱伝達を150W/mKとすれば最大熱応力は約260MPaに軽減され、背面壁変位が0.3mmとなることを示した。これにより、現設計に対し、背面壁の拘束方法や冷却方法の考慮を加えることとした。次に、ターゲットアセンブリ全体の温度維持の成立性を評価するため温度解析を実施した。定常運転時に相当するテストセル真空条件0.1Paではアセンブリ,背面壁ともに温度がLi融点180C以上であるが、メンテナンス時の1気圧Ar雰囲気では180C以下となることを示した。同時に得られた必要なヒーター容量は15kW、熱遮蔽は0.2mm厚さのステンレス鋼で16層であり、これらの知見はターゲットアセンブリの設計見直しに反映される。
近藤 浩夫*; 藤里 敦史*; 山岡 信夫*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 飯田 敏行*; 中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松下 出*; 室賀 健夫*; et al.
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.865 - 869, 2005/11
被引用回数：21 パーセンタイル：79.04(Nuclear Science & Technology)高速リチウム流の自由表面挙動を解明するため、大阪大学リチウムループにてIFMIFの約1/2.5のサイズの絞りノズルを用いて流速2.5
14.0m/sの水平流れを生成し、CCDカメラと高速ビデオカメラにて自由表面を記録した。通常、実験は0.15MPaのAr雰囲気で実施され、ノズル出口付近では、流速57m/sで波長12mmの2次元波が現れ、流速の増加とともに短波長となった。このときのリチウム流表面の輝度の時間変化の主たる周波数成分は20003000Hzであった。今回リチウム表面に現れた2次元波は水実験で報告されたものに似ていたが、波長は約1/2であった。さらに、本研究ではリチウムと水の表面張力や密度の違いによる表面波挙動への影響を理論に基づき論じ、IFMIFターゲットでの表面波挙動と照射領域への影響を予測した。
近藤 浩夫*; 藤里 敦史*; 山岡 信夫*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 佐藤 文信*; 飯田 敏行*; 堀池 寛*; 松下 出*; 井田 瑞穂*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.208 - 212, 2004/08
被引用回数：13 パーセンタイル：63.95(Materials Science, Multidisciplinary)本論文では、IFMIFターゲット流の挙動を研究するための模擬実験においてリチウム流の自由表面に現れた航跡に焦点を当て、理論との比較を交えて論じた。航跡の形状は、静止水面上を等速度で移動する点状擾乱からの航跡の形状として予測されたものとよく一致した。本実験での航跡の発生源はノズル出口に付着したリチウム化合物及びノズル出口と側面壁との角である。後者による航跡はIFMIFターゲットでも発生し得るものの、重陽子ビームの照射領域にまで達することがないことを明らかにした。
井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 中村 博雄; 竹内 浩
Fusion Engineering and Design, 70(2), p.95 - 106, 2004/02
被引用回数：18 パーセンタイル：74.02(Nuclear Science & Technology)IFMIFターゲットの液体リチウムは最大20m/sの高速で凹面状背面壁に沿って流れ、重陽子ビームによる1GW/mの高熱負荷を除去するとともに、中性子場を安定に形成することが求められている。この高速流を剥離なく生成するために考案された絞り比10の2段絞りノズルの妥当性を確認するため流体解析にて1段絞りノズルと比較した。その結果、2段絞りノズルでは高速,高絞り比でも剥離が見られず、ノズル出口での境界層厚さと自由表面流の厚さ変動の点で優れていたので、IFMIFターゲットに採用し、その具体的形状も決定した。また、ターゲットアセンブリの形状や配置を決定するため、以前実施された熱流動解析の結果に考察を加え、背面壁の曲率半径の許容範囲を明確にし、ターゲットの設計に反映させた。
井田 瑞穂*; 堀池 寛*; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 飯田 敏行*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 室賀 健夫*; 中村 秀夫; 中村 弘史*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1686 - 1690, 2002/12
被引用回数：6 パーセンタイル：39.54(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの要素技術確証の一環として、水流による模擬実験を実施した。水流れの表面波挙動の上流ノズル内壁の表面粗さ依存性(6.3,100
m)と流れ表面雰囲気の圧力依存性(1,0.15atm)を調べた。その結果、表面波成長に与える影響はノズル内壁の表面粗さが支配的であり、100mの粗さのノズルでは10m/s以上の高い流速で流れ表面の乱れが顕著になることが判明した。この結果をノズルの設計,製作に反映したLi流れ実験を、大阪大学のLiループで計画中である。この実験は、15m/sの流速及び真空雰囲気の条件で実施する予定である。なお本発表では以上の結果に加えて、Li流れ表面の不安定性,表面からのLi蒸発,Li流れによるノズルの腐食と浸食,電磁ポンプでのキャビテーションの解析等に関しても発表する。
沓掛 忠三; 関 正和; 田中 滋; 荻沼 義和*; 阿部 雄一; 山内 通則*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.555 - 559, 2002/05
核融合中性子源(FNS)では、DT中性子発生用のターゲットとして、チタン金属にトリチウムを吸蔵したターゲットを使用している。ターゲットのトリチウム量測定とトリチウム分布を測定することは、中性子発生特性を向上する基礎データとして、また、トリチウムの安全取り扱い上で重要である。FNSではイメージングプレート(IP)を使用し、ターゲットのトリチウム放射能測定と、トリチウム平面分布測定を行った。IPによる測定は、遮光と汚染防止のためポリエチレン・アルミニウムのラミネートシートを使用し、ターゲットから放出される特性X線に1分間露出して測定した。IPの校正は既知の小型トリチウムターゲットを使用し校正を行った結果、トリチウム放射能が0.1GBqから30TBqの範囲で直線性のよい測定が可能であることがわかった。また、使用前後のターゲットのトリチウム分布測定の結果から、中性子発生率の最適化を検討するための、入射イオンビームのフォーカス,トリチウム消耗率の分布測定が可能となった。
西谷 健夫; 沓掛 忠三; 堀 順一
プラズマ・核融合学会誌, 77(6), p.609 - 610, 2001/06
核融合中性子工学研究室は1980年に原研東海研究所原子炉工学部に核融合炉物理研究室として発足し、1999年4月に那珂研究所核融合工学部の組織となった。本研究室では、D-T中性子源Fusion Neutronics Source(FNS)を用いて、核融合の中性子に関連する、各種断面積測定,遮蔽特性,中性子計測法開発,増殖ブランケット核特性等の研究を行っている。FNSは整流器型の加速器を用いた中性子源で、D
を約400keVに加速し、トリチウムターゲットに当てて、D-T反応により14MeV中性子を発生している。FNSにはターゲット室が2つあります。第1ターゲット室は0.37TBq(10Ci)のトリチウムを吸着させた固定トリチウムターゲットを使用しており、2nsパルスからDCまでの運転が可能で、おもに中性子計測法開発,増殖ブランケット核特性等に使用している。第2ターゲット室には本施設の目玉である37TBq(1000Ci)の回転トリチウムターゲットがあり、おもに材料の中性子照射損傷や各種断面積測定に使用している。
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。
井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 中村 秀夫; 竹内 浩; D.Tirelli*; S.Cevolani*
Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.548 - 555, 1998/00
国際核融合材料照射施設(IFMIF)設計活動の一環として、凹壁面に沿った液体リチウム(Li)ターゲットジェット流の熱流体的安定性を調べた。IFMIFは核融合材料の試験・開発のため、ターゲットでの重陽子-Li反応で高エネルギー(約14MeV)の高中性子束照射場を供する。幅260mm、自由表面長350mm以上のLiジェットは真空中を高速(≦20m/s)で流れ、重陽子ビームによる発熱(≦10MW)を除去する。このジェット流に関し、2次元及び3次元解析を行った。ノズル出口付近でのジェット挙動:流体的安定性として、絞りノズル出口付近でのジェット流の過渡的挙動を2次元流体解析で調べた。ノズル内の圧力分布により自由表面側の流れが加速され、バックウォール側の流れが減速されることを示した。さらにノズル出口位置によりジェット厚さが制御されることを示した。3次元対流:熱流体的安定性として、激しい蒸発を起こさない程度に低くあるべき表面温度を正確に求めるため、対流が温度に及ぼす影響を解析した。実際のIFMIF条件では、対流による自由表面の温度上昇はターゲット流内での熱的不安定性を起こすには小さすぎることを示した。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 中庭 浩一; 伊藤 譲; 田中 浩; 辻 義之*; 伊藤 高啓*; et al.
no journal, ,
IFMIF/EVEDA事業ではリチウムターゲット施設開発のため、実機の約1/3の流量(最大3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを原子力機構大洗研究開発センターに建設し、各種機器の機能性試験及び総合性能試験を実施している。平成26年2月に250Cにて高真空下で(15m/s)高速自由表面を持つ高速Li流動試験に成功した。また、欧州キャビテーション計測を協力・実施した。本リチウムターゲット系研究開発の活動は大学連携協力試験下で、計測系、純化系、遠隔操作系の各種実証試験・評価を実施している。各テーマでは、まだ残された課題がいくつもあるが、IFMIF建設判断に必要な、より明確な工学実証評価を平成26年度に完了させる予定である。
伊藤 高啓*; 山下 雅稔*; 西川 理人*; 辻 義之*; 若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 中庭 浩一
no journal, ,
国際核融合材料照射施設(IFMIF)では液体Liによって冷却される重陽子ビーム入射ターゲットが用いられる。ターゲット部は湾曲した構造で、液体Liが自由表面を伴って流れるが、自由表面がしばしば不安定となって波立ちが起こるため、不安定の発生要因の解明および制御が必要となる。本研究では実機とほぼ同程度の断面平均流速をもつ水噴流実験装置を用いてターゲット部の湾曲による界面安定性への影響を明らかにすることを目的とし、湾曲した流路上に噴出する矩形噴流により形成される流動液膜の表面安定性を明確化するため、2次元同時測定が可能な勾配色情報変換を用いて界面形状の測定を行ったものである。その結果、自由表面に形成される波の分布はランダムでなく、流れの方向にある波高分布に従う特性を持つことが分かった。
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。
若井 栄一; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 中庭 浩一; 田中 浩; 杉本 昌義; 大平 茂; 横峯 健彦*
no journal, ,
核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設及び付属照射後試験施設などから構成する。本研究発表では、Liターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。この成果はIFMIFの実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。
