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論文

Recent advances in modeling and simulation of the exposure and response of tungsten to fusion energy conditions

Marian, J.*; Becquart, C. S.*; Domain, C.*; Dudarev, S. L.*; Gilbert, M. R.*; Kurtz, R. J.*; Mason, D. R.*; Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Snead, L. L.*; et al.

Nuclear Fusion, 57(9), p.092008_1 - 092008_26, 2017/06

 被引用回数:32 パーセンタイル:0.46(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER後に計画されているDEMO炉の構造材料は、これまでにないような照射、熱条件にさらされる。このような極限環境を実験的に模擬することはできないが、計算科学的な方法によって材料挙動を研究し実験的方法を補足することができる。高温や照射に対するすぐれた耐性から、タングステンは第一壁やダイバータ等のプラズマ対向面の材料として最善の候補とされている。このレビューではプラズマ対向材および高速中性子に照射されるバルク材としてのタングステンの最近の計算科学によるモデリングの成果についてまとめた。特に、計算科学的な方法によるいくつかの顕著な発見に重点を置き、残された将来の課題を指摘した。

論文

国際核融合材料照射施設の工学実証のための大電流原型加速器の現状

奥村 義和*

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.194 - 198, 2014/10

核融合エネルギーの実現に向けた幅広いアプローチ協定のもとで、国際核融合中性子照射施設(IFMIF)の工学設計工学実証活動(EVEDA)が2007年から実施されている。工学実証における最大の課題が大電流線形加速器である。特に、空間電荷が問題となる低エネルギー側の、入射器(100keV/140mA/CW)、高周波四重極加速器(RFQ: 5MeV/125mA/CW)、そして超伝導リニアックの初段(9MeV/125mA/CW)については、実機の建設判断を下す前に工学実証を行う必要がある。そこで、入射器と超伝導リニアックはフランス原子力庁サクレー研究所(CEA Saclay)が、RFQはイタリアのINFN研究所が、そして高周波電源やビームダンプ等はスペインのシーマット研究所が、建屋や全体制御系は日本が中心となって分担し、青森県六ヶ所村に新設された国際核融合エネルギー研究センターにおいて実証試験を行うことになっている。既に、入射器は予備試験を終えてフランスから六ヶ所村に到着し据付がほぼ完了した。現状と今後の予定について報告する。

論文

Designs of contraction nozzle and concave back-wall for IFMIF target

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:16 パーセンタイル:24.21

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$$^{2}$$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。

論文

Water jet flow simulation and lithium free surface flow experiments for the IFMIF target

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:5 パーセンタイル:61.21

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$$mu$$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、100$$mu$$m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。

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:39.25

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

IFMIF international fusion materials irradiation facility key element technology phase task description

核融合中性子工学研究室

JAERI-Tech 2000-052, 110 Pages, 2000/08

JAERI-Tech-2000-052.pdf:5.31MB

2000年から2002年までの国際核融合材料照射施設(IFMIF)要素技術確証期間(KEP)において実施されるタスクの実施計画書を作成、編集した。各タスクは、IFMIF国際チーム(欧,日,露,米)により実施される。KEPタスクとして、IFMIF国際チームはテストセル系で27件、ターゲット系で12件、加速器系で26件、設計統合で18件をこれまでに提起した。ロシアの本タスク実施計画書は、現時点では未完成なため本報計画書には掲載していない。KEP活動の進展に伴い、タスク項目と内容は、今後、追加または変更されうる。本タスク実施計画書に従い、KEPでの要素技術確証が実施される。その後、チェック&レビューを実施し、次の3年間の工学実証に移行し、建設に備える予定である。

論文

Development of high intensity deuteron ion source for fusion intense neutron source

金正 倫計; 杉本 昌義; 関 正和; 小栗 英知; 奥村 義和

Review of Scientific Instruments, 71(2), p.963 - 965, 2000/02

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)用のイオン源の設計検討を行った。今回設計したイオン源の特徴は、(1)ビーム引き出し部の電子温度を下げるための磁気フィルタを設置、(2)カスプ磁場領域の最弱磁場強度部分にフィラメントを設置、(3)マイクロ波入力可能なフランジ形状等である。ビーム引き出し部に磁気フィルタを設置することにより、引き出し部の電子温度が下がり、重水重分子イオンの生成率が小さくなるので、重陽子ビーム強度を大きくすることができる。また、カスプ磁場領域の低磁場部分にフィラメントを設置することにより、フィラメントの局部的な加熱が減少し、フィラメントの長寿命化が期待できる。さらに、マイクロ波放電も可能な構造であるので、1つのイオン源で2種類の違ったプラズマ生成法で、ビームの引き出しが可能となる。今回、イオン源本体とビーム引き出し系の形状について設計検討を行ったので報告を行う。

論文

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$$^{2}$$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。

論文

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計活動; 現状と今後の展望

勝田 博司; 野田 健治; 加藤 義夫; 杉本 昌義; 前川 洋; 小西 哲之; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 大山 幸夫; 實川 資朗; et al.

日本原子力学会誌, 40(3), p.162 - 191, 1998/00

核融合炉材料の開発には、核融合炉条件下における中性子照射挙動を調べることが不可欠であるが、核融合炉条件を模擬できる高エネルギー中性子照射施設は現存しない。そこで、国際エネルギー機関(IEA)が日・米・欧・露の4極に呼びかけて、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の検討が4極の共同で始められた。予備検討を経て、1995年に開始された概念設計活動が1997年に一応の区切りを迎えたので、この機会に、IFMIF設計活動の現状と今後の展望についてまとめ、紹介したものである。

論文

Fluid stability analysis for IFMIF target

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。

報告書

Safety design of the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

小西 哲之; 八巻 大樹; 勝田 博司; M$"o$slang, A.*; R.Jameson*; Martone, M.*; Shannon, T. E.*

JAERI-Tech 97-056, 9 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-056.pdf:0.63MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計では、主要サブシステム及び施設全体について、近い将来までに必要と思われる要求を満たすべく安全設計を行った。まずFMEA(故障モード影響解析)によって定性的に起こりうる危険を摘出し、特に重要なものについてさらに解析して対策を設計に反映した。放射線防護と廃棄物処理を重視し、設計検討を加えた。リチウムループとターゲットは放射性物質を生成し、漏洩時は火災によりそれらを放出する恐れがあるため、通常時の放射能インベントリを低減するとともに、多重防護を施す。IFMIFは既存技術により十分安全に設計できるが、特殊な技術対応が必要である。

論文

Thermal and fluid analysis for the IFMIF lithium target jet flow

井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 伊東 章雄*; 加藤 義夫; 前川 洋

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1276 - 1283, 1997/00

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、凹面壁に沿って真空中を高速で流れ自由表面を有するリチウム(Li)ジェットターゲット中で、14MeVの中性子を発生させる。ターゲットジェットは強力重陽子ビームを受けるが、ジェット内での気泡生成やジェットの自由表面での激しい蒸発を起こさないようにしなければならない。そこで、バックウォール形状やジェット平均流速に影響を受けるであろう温度分布と流れの状態を評価するために、2次元の熱流体解析を実施した。計算された温度分布により、バックウォール半径とジェット平均流速の種々の組み合わせに対し、気泡生成や激しい蒸発を避けるために十分な温度余裕が有ることを示した。境界層のジェット厚への影響も検討した。

論文

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の加速器概念検討

杉本 昌義

Proc. of the 20th Linear Accelerator Meeting in Japan, 0, p.97 - 99, 1995/00

IEA/FPCCの勧告に基き、国際協力により国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)が平成7年2月から2年間の予定で開催された。参加国は日・米・欧州・ロシアで議長国を日本が努める。施設の核となるのはd-Li反応を用いた強力中性子源であり、必要とされる重陽子加速器は総電流250mAを連続波でビーム加速できるもので、出力エネルギーは30、35、40MeVを選択可能、安定度は1%以内、稼動率70%以上である。現在、1台当り125mAのリニアックを2台並列につくりそれらを合わせて所定の電流を得るような概念をベースに種々の検討が進行中である。

論文

The Status and prospects of high-energy neutron test facilities for fusion materials development

近藤 達男; D.G.Doran*; K.Ehrlich*; F.W.Wiffen*

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.100 - 107, 1992/00

IEAの国際協力活動のもとで日・米・欧が協力して進めて来た核融合炉材料の開発のための14MeV強力中性子源の機種選定、照射場適合性評価などの検討状況を紹介し、その建設に向けての展望を述べる。とくに、現在の技術水準をもとに最も現実的でかつ適合性が高いと考えられる重陽子と液体リチウムターゲットの反応によって起こるストリッピング中性子を利用する方式に焦点をあて、その中で最も実現性の高いESNITの技術検討の状況を報告する。一方、このd-Liストリッピング方式の問題点についても触れ、とくにエネルギーピークの高エネルギー側のスソ野(Tail)がもたらす可能性のある実験上のノイズに対しての検討状況およびこれに対する代替機種として三重陽子を加速して軽水に入射させる方式についてもその可能性を論ずる。これらを総合し、国際協力による建設の戦略として段階的な開発を提案する。

論文

イオンビームを用いる放射線高度利用の研究計画から,1; 放射線高度利用イオン照射研究施設の概要

田中 隆一

放射線と産業, (52), p.34 - 39, 1991/12

日本原子力研究所高崎研究所では、放射線利用のいっそうの高度化を目指したイオンビームの利用を計画しており、昭和62年度から6ヶ年計画によりイオンビーム照射研究施設(TIARA)の建設整備を進めている。対象となる研究分野は、宇宙環境材料, 核融合炉材料, バイオ技術、及び新機能材料であり、我々の先端科学技術研究の発展に寄与することを意図している。本報告では、本施設の現状, 特徴, 利用について比較的わかりやすく紹介する。

論文

原研高崎におけるイオンビーム利用計画

田中 隆一

日本原子力学会誌, 33(11), p.1018 - 1023, 1991/11

原研高崎研では宇宙環境材料、核融合炉材料、バイオ技術、新機能材料などの研究分野を対象として、イオンビームを用いた放射線高度利用研究に着手した。現在、昭和62年度から6年計画によりイオン照射研究施設(TIARA)の建設整備を進めている。本報告では、加速器施設の概要、TIARAのビーム利用の特徴、主なビーム利用手段、施設の管理運営などについて述べる。ビーム利用手段としては、マイクロビーム、大面積均一照射、複合ビーム利用、パルスビーム利用、2次ビーム利用等についてそれぞれの応用の計画を述べる。

報告書

「常陽」照射試験報告 : 東北大学受託の高速中性子照射試験(SMIR-6、SMIR-7)

安部 英昭*; 宮川 俊一*; 小山 真弘

PNC-TN9440 87-007, 58 Pages, 1987/10

PNC-TN9440-87-007.pdf:1.75MB

高速実験炉「常陽」において、東北大学金属材料研究所を窓口とする国立大学(以下、大学連合)の材料試験を、昭和59年度から61年度にかけて実施した。その内容は、高速炉の炉心構造材料や核融合材料開発の基礎的研究の一環として、ミニサイズ試験片を用い、高速中性子下で照射試験を行い、材料の照射欠陥と機械的性質、照射欠陥及び照射透起析出物と照射量及び照射温度との関係、高速中性子照射と加速器によるイオン照射、電子線照射等とのシュミレーション則を調べることである。本照射試験は事業団の高速炉構造材料の照射試験用リグSMIR-6及びSMIR-7に大学連合の資料キャプセルを組み込んで実施した。これは「常陽」における始めての受託照射であり、事業団の業務範囲は,照射リグの設計、製作、計装品キャプセルの設計、製作、照射条解析、照射、解体、である。これらのスケジュールを表-1に示す。本報告書は、この照射試験に関する技術報告を行うものである。

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