Flow measurement in high temperature liquid metal by using electro-magnet probe

有吉 玄; 大林 寛生; 斎藤 滋; 佐々 敏信

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 10 Pages, 2022/03

液体重金属を核破砕ターゲットおよび冷却材として利用する核変換施設の建設には、液体重金属の流動特性を事前に明らかにしておくことが重要となる。鉛ビスマス共晶合金(LBE)は、加速器駆動システムや高速炉等の革新的原子力システムにおける核破砕ターゲットや冷却材の候補材料とされており、J-PARCではLBEを利用した核破砕ターゲットシステムの構築に向けた技術開発を推進している。通常、LBEの流動特性は汎用数値流体力学(CFD)コードを用いて予測・把握されるが、このようにCFDコードが多用される一つの要因は、高温液体重金属流れに対する計測手法の確立が不十分なことである。そこで原子力機構では、小型電磁石を使用した局所流速計を開発した。開発した流速計は480CのLBEへ適用され、誘導起電力と流速の良好な相関が得られることが実証された。

250 kW LBE spallation target for ADS development in J-PARC

佐々 敏信; 斎藤 滋; 大林 寛生; 有吉 玄

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011051_1 - 011051_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011051

マイナーアクチノイド核変換のための加速器駆動システム(ADS)実現のため、JAEAはJ-PARCに陽子ビーム照射施設の建設を提案している。施設は鉛ビスマス液体合金(LBE)を安全に利用するための技術課題の解決のために計画されている。LBE冷却ADSの運転温度域を包含する陽子・中性子ビーム照射が可能な施設として250kWのLBE核破砕ターゲットを設置する。施設建設に不可欠な酸素濃度制御技術や遠隔操作によるターゲット保守技術、核破砕ターゲット設計などの研究開発が行われており、ターゲットモックアップや材料腐食試験のための大型LBE試験ループが整備されている。最新の250kW鉛ビスマス核破砕ターゲットの開発状況を報告する。

Material issues relating to high power spallation neutron sources

二川 正敏

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 74(1), p.012001_1 - 012001_7, 2015/02

https://doi.org/10.1088/1757-899X/74/1/012001

高出力水銀ターゲットにおける材料問題に関する研究成果、すなわち、液体金属脆化による疲労き裂伝播速度の上昇や破壊脆性値の増加に関する研究成果、イオンビーム照射による照射脆化評価及びナノインデンテーションによる極微小領域の力学特性評価法に関する研究成果、陽子線入射励起衝波による生じるマイクロピット群損傷機構に関する研究成果について総括的にまとめると共に、さらにその抑制技術に関する技術開発について報告する。

Tensile properties of austenitic stainless steels irradiated at SINQ target 3

斎藤 滋; 菊地 賢司; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.253 - 261, 2005/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2005.02.010

核破砕中性子源やADSのターゲット及びビーム入射窓は、高エネルギー陽子と核破砕中性子の双方の照射を受ける。しかし、照射データは極めて乏しく、特に、核変換反応によって生じる大量のガス原子の影響は十分にわかっていない。そこで、スイスのポール・シェラー研究所(PSI)で、各種材料について590MeVプロトンの照射試験を行い、原研に輸送して照射後試験を行った。本発表では、3種類のオーステナイト鋼(SA-JPCA, SA-316F及びCW-316F)の引張り試験の結果について報告する。その結果、照射後の0.2%耐力は未照射材の3倍以上に増加し、破断歪みも未照射材の50%以上から20%前後へと低下したが、試験後の破面はいずれも延性破面であり、照射後も延性を維持していることがわかった。

Bend-fatigue properties of 590 MeV proton irradiated JPCA and 316F SS

斎藤 滋; 菊地 賢司; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.1093 - 1097, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.152

核破砕中性子源やADSのターゲット及びビーム入射窓は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。また、高エネルギー陽子の入射に伴って発生する圧力波及びビームトリップによる熱応力が核破砕ターゲットの容器材料に発生し、その応力成分は曲げが中心となる。材料の設計寿命や健全性評価には照射材の曲げ疲労データが必要である。スイスのポール・シェラー研究所(PSI)で陽子照射した鋼材の一部を原研に輸送し、照射後試験を行った。疲労試験には新たに開発したセラミックアクチュエーター式の曲げ疲労試験機を用いた。曲げ疲労試験の結果、同一変位に対する疲労寿命は、照射によって低下することがわかったが、照射条件と疲労寿命の関係は明確には見られなかった。破面のSEM観察の結果、多くの試料は延性破面であるが、360Cで12.5dpa照射した316F-SAでは粒界破面も観察された。

Shielding design of the 200kW Pb-Bi spallation target for the transmutation experimental facility

佐々 敏信; 大井川 宏之; 田山 隆一*; 林 克己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.30 - 33, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875637

日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を進めており、ADSの技術開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を計画している。核変換実験施設のうち、ADSターゲット試験施設(TEF-T)では、出力200kWの液体鉛・ビスマスターゲットを設置するが、ターゲット外周部には被曝防止のための遮蔽体を設置する必要がある。このため、必要かつ合理的な遮蔽体構成をMCNPXコード及びATRASコードを用いて解析した。両者の結果はよく一致し、鉄及びコンクリートを組合せた約6mの遮蔽厚が必要であることがわかった。遮蔽体には、貫通孔が存在するため、これらの貫通孔からのストリーミング解析をMCNPX及びDUCT-IIIコードを用いて実施した。この結果、加速器ビームライン貫通孔には追加遮蔽が必要なこと、また、一次冷却系配管は直線部の長さと屈曲部を最適化することで、十分にストリーミング量を低減できることがわかった。

SUS系タングステン合金と高純度タングステンの熱特性測定

川合 將義*; Li, J.*; 渡辺 龍三*; 栗下 裕明*; 菊地 賢司; 五十嵐 廉*; 加藤 昌宏*

第23回熱物性シンポジウム論文集, p.313 - 315, 2002/11

タングステンは中性子の収量が高く、重金属の中では半減期が短いため、核破砕中性子源ターゲット材料の候補として選ばれた。しかし、タングステンは、放射線下での冷却水への耐食性と耐照射性を改善する必要がある。しかも、核破砕中性子源では発熱密度が数MW/mと高く、冷却水の流速を上げる必要がある。例えば、秒速5mではタングステンの損耗速度が静水中に比べて50倍ほど高まるというデータが、杉本の腐食試験によって得られている。そのため、タングステン結晶粒の間にステンレス鋼相のネッワークが形成され、タングステン粒子がステンレス鋼相に包まれるような重合金型複合材料が強靭性と耐食性に強いターゲット材料として期待されている。われわれは、成形自由度の高い粉末冶金プロセスを使用して、ステンレス鋼を結合相とするタングステン/ステンレス鋼系重合金型焼結合金を作製し、その液相焼結組織及び焼結体の機械的・熱的特性を評価することにより、核破砕中性子源用ターゲット用の材料開発を行った。得られた合金の密度は比較的高いが、完全な液相系合金でなく、熱伝導度は理論値に比べて低いものであった。今後、さらなる改良が必要である。

核破砕中性子源用冷減速材容器の設計開発; 流動分布の測定および熱流動解析評価

麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎

日本原子力学会誌, 43(11), p.1149 - 1158, 2001/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.43.1149

原研で開発を進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子性能に直接影響する重要な機器である。特に冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流の発生などを抑制して円滑な流動を実現する必要がある。そこで、冷減速材容器の概念設計に反映するため、冷減速材容器を模擬した扁平モデル試験体を用いて、容器内の流動パターンをPIVシステムにより水流動条件下で測定した。その結果、衝突噴流に随伴する再循環流や流れの停滞流などの流動パターンを明らかにし、併行して実施した流動解析は測定した流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材容器内の熱流動解析を行い、2MW運転時において液体水素の温度上昇を3K以内に抑制できることを確認した。

核破砕水銀ターゲットループの過渡解析

木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2001-052, 41 Pages, 2001/08

JAERI-Tech-2001-052.pdf:1.99MB

核破砕水銀ターゲットシステムの設計では安全保護系の概念構築が急務である。水銀ループのFMEAでは、強制流動喪失と冷却材流出がターゲットの熱除去性能を著しく損なうことを示している。そこで、RELAP5を用いて強制流動喪失と冷却材流出時の過渡解析を行った。強制流動喪失時には、流動している水銀の持つ慣性力が大きく過大な温度上昇は起きないことがわかった。冷却材流出時には、圧力変動等が起こるが、極端な温度上昇等、重大事故に至るような挙動は見られなかった。今回の解析をもとにした安全保護系の設計を行うとともに、水銀システムの合理化を図っていく予定である。

Analytical study of narrow channel flow for a spallation target system design

Islam, M. S.*; 寺田 敦彦*; 木下 秀孝; 日野 竜太郎; 門出 政則*

JAERI-Tech 2001-044, 49 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-044.pdf:2.49MB

十分に発達した乱流域での水の熱伝達と圧力損失特性について高さ1.2mmの狭隘矩形流路内で2次元的に解析を行った。流路形状や流動条件は核破砕ターゲットシステムにおける陽子ビーム窓や固体ターゲット模擬した。解析は高レイノルズ数モデルの標準モデルとRNGモデルを用い、壁関数を利用してレイノルズ数(Re)が7,000~22,000の範囲で行った。熱伝達特性に関しては標準モデルで得られたヌセルト数がDittus-Boelterの式とよく一致した。しかし、摩擦係数に関してはリブのついた管における値を再現しなかった。また、二つの乱流モデルで計算される摩擦係数に大きな違いはなく、ブラジウスの式の値とよく一致した。