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近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTLと略す)の工学実証活動が行われた。IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下、Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10
Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。ELTLにおける工学実証活動の主な目的は、IFMIFリチウムターゲットの流動条件を模擬し、実験的にリチウムターゲットの安定性を評価・実証することである。その実証活動の中で、Liターゲットの下流域にキャビテーション現象に類似した音の発生を確認した。そこで、本研究では、発生した騒音をAEセンサーにより計測し、周波数分析を行い、音の強さをキャビテーション係数により整理した。その結果、(1)400kHzまでの周波数成分と、(2)一定のキャビテーション数で強さの急増が認められ、発生した騒音はキャビテーションであると結論づけた。
Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫
Fusion Science and Technology, 48(1), p.650 - 653, 2005/07
被引用回数：7 パーセンタイル：44.15(Nuclear Science & Technology)ブランケット設計のための核特性実験においては、トリチウム生成率の精度を確認することが必要である。実験体系はブランケットの設計にしたがって、できるだけ忠実に模擬した多層体系が必要であり、その中のトリチウム生成率分布を測定する手法は、感度と位置分解能が大きく、かつ中性子場を乱さないことが重要である。トリチウム生成率の精度検証のためにはトリチウム生成率を直接測定することが必要である。ここでは炭酸リチウムの粉末を圧縮したぺレットをトリチウム増殖層の埋め込み、照射後、ペレットを酸で溶解し、中和後液体シンチレーション法で測定する。2Bq/gのトリチウム生成量で測定誤差5%が得られるが、FNSでは8時間以上の照射が必要となる。間接的測定法はパラメータサーベイ的な実験に便利である。もしリチウムと同じようなエネルギー応答関数を持つ放射化反応があれば、リチウムペレットの代用として使用できる。そこで
Liのトリチウム生成反応に対し
P(n,
)
P、
Liのトリチウム生成反応に対しS(n,p)Pに着目し、ぺレットとしてNH
PH
O.とCH
SOCHを採用した。これらを用いることにより、リチウムのぺレットの1/100の照射事件で十分な計数を得られることを明らかにした。
中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松廣 健二郎; Fischer, U.*; 林 巧; 森 清治*; 中村 博文; 西谷 健夫; 清水 克祐*; Simakov, S.*; et al.
JAERI-Review 2005-005, 40 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-005.pdf:3.52MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm
)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m
)を発生可能な加速器型中性子源である。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。ターゲット系では、7Be,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成16年度の原研におけるターゲット系の活動主要なトピックスとして、ターゲットアセンブリの熱・熱応力解析、放射化腐食性生物によるリチウムループ近接性の影響評価,トリチウムインベントリと透過量評価を取りまとめた。
中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08
被引用回数：14 パーセンタイル：65.20(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。
range for International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)中村 博雄; 井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 竹内 浩; IFMIF国際チーム
Fusion Engineering and Design, 65(3), p.467 - 474, 2003/04
被引用回数：4 パーセンタイル：31.21(Nuclear Science & Technology)IFMIFは、核融合材料開発のためのD-Li反応を用いた加速器型中性子源である。リチウム(Li)ターゲットは、ターゲットアセンブリ、Li純化系と種々の計測器から構成される。10MWの重陽子ビームが20
5cmの面に入射し、1GW/mの超高熱負荷に相当する。このような超高熱負荷を除熱するため、20m/sの高速液体Li流と曲面流れが必要となる。熱流動解析によれば、曲率25cmの曲面壁による160Gの発生遠心力は、IFMIF運転に十分である。模擬水実験を実施し、Li流れの流動特性を確証した。最終的にLi流の性能を確証するために、Liループを計画中である。トリチウムやC, N, O不純物を許容値以下に制御するためのコールドトラップとホットトラップを備えたIFMIFターゲットにおけるこのような技術は、核融合炉の液体プラズマ対向壁と類似性を有している。発表では、IFMIFのLiターゲット技術とプラズマ対向壁への応用について述べる。
核融合中性子工学研究室
JAERI-Tech 2000-014, p.192 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-014.pdf:7.35MB
本報告書は、第28回核融合調整委員会(FPCC)での国際核融合材料照射施設(IFMIF)のコスト低減と段階的建設に関する答申に基づき、ユーザの要求を越える250mA(2MW/m)以上への拡張性を考慮しない等の設計変更によるコスト低減と3段階の建設(50mA→125mA→250mA)によるコスト平準化を検討したものである。その結果、全建設費を概念設計時の797.2MICFから487.8MICFへと削減することを可能にし、第一段階コストを概念設計時の全コストの38%とし、建設期間でのコスト平準化を可能にした。ここで、1MICFは1996年での100万米国ドルに相当する。なお、本報告書内容は、2000年1月のIEA-FPCCに提出される予定である。今後、3年間で要素技術確証を実施し、さらに3年間の技術実証へ移行し、大電流ビーム及び液体リチウム流の連続運転等の実証を行い、IFMIF建設に備える予定である。
Verzilov, Y.*; 前川 藤夫; 大山 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(5), p.390 - 395, 1996/05
被引用回数：17 パーセンタイル：78.67(Nuclear Science & Technology)炭酸リチウムのペレット中のトリチウムを測定するために放射性無機物質を液体シンチレーション用カクテルと均質に混ぜる新しい方法を開発した。本法はペレット中のトリチウム測定に対し高い得失度(FOM)を持つと同時に簡便である。ここで、FOMは溶解度と計数効率の積であり、低レベルのトリチウム放射能を測る能力の指数である。本方法は2種混合酸と界面活性剤を含むシンチレータカクテルとの組合せで達成された。この混合酸としてHNOとCHCOOHが選ばれた。計数効率と溶液共存性は酸の混合比に強く依存し、この混合比は最大のFOMが得られるよう決定した。本方法は従来の方法に比べ約2倍FOMを改善した。
Verzilov, Y.*; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 前川 洋
JAERI-Research 94-042, 31 Pages, 1994/12
JAERI-Research-94-042.pdf:1.16MB
高いシンチレーション収量を示す無機物質の液体シンチレータ溶液への新しい溶解法をリチウム含有ペレットを用いたトリチウム測定のために開発した。この方法は化学操作の簡単さ、溶解時間の短さ、高い効率・溶解度指数を持っている。化学処理と効率および溶解サンプルのシンチレータとの共存性を系統的に調べ、最適化をおこなうことによって、この手法を達成することができた。実験の結果、LiCOとCHCOOHを用いる従来の方法に比べ、本方法で開発された2種の混合酸を用いる方法は、ペレットの質量で2倍以上溶解できることを示し、総合的な効率・溶解度積の指数でも2倍以上の値を示し、トリチウム生成率測定に応用した場合2倍以上の感度の改善が得られた。
千原 順三; 石飛 昌光*
Molecular Simulation, 12(3-6), p.187 - 195, 1994/00
被引用回数：3 パーセンタイル：14.72(Chemistry, Physical)イオン電子混合系とみなせる液体金属においては、その分子動力学を行うとき、常に2体の原子間ポテンシャルで正確に記述できることを示した(多体力は不要)。
前川 藤夫; 前川 洋
JAERI-M 93-017, 53 Pages, 1993/02
現在の技術によるトリチウム生成率の測定精度評価を目的として、第2回核融合中性子工学実験のためのトリチウム生成率測定法の国際比較が実施された。原研FNSとローザンヌ工科大学(スイス)のLOTUSの2つの14MeV中性子源施設が使われた。単純幾何形状からなる核融合模擬ブランケット体系内の均一中性子場で、7ヶ国の9機関から送られたリチウム化合物の試料が照射され、試料中のトリチウム生成率が各機関独自の方法で測定された。また、未知ではあるが同一濃度のトリチウム水試料が配布され、その濃度を各機関が測定して共通の基準とした。測定されたトリチウム生成率の機関内のバラつきは、FNS,LOTUS照射共に標準偏差で約10%であり、期待していた値である5%を越えた。このバラつきは主に、照射試料からのトリチウム水抽出過程における各機関依存の系統的な誤差に原因の多くがあると推察された。
山口 誠哉; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 254, p.413 - 418, 1987/00
被引用回数：20 パーセンタイル：86.82(Instruments & Instrumentation)中性子・ガンマ線混在場における、Li,Liガラス・シンチレータの応答の差を利用して、Liによるトリチウム生成率を測定する方法を開発した。本方法の特長は、(1)高感度である、従って重照射を必要としない。(2)オンラインで測定できる。(3)位置分解能が良い、ことである。両シンチレータの利得およびガンマ線検出効率の差を調整することにより、精度良くトリチウム生成率を測定することができた。本方法を、ブランケット・ベンチマーク実験に適用し、液体シンチレータ法の結果と比較した結果、誤差の範囲で一致した。
勝田 博司
日本原子力学会誌, 27(2), p.100 - 106, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)液体Liを核融合に利用する場合重要となる、液体Liの取り扱い,容器材料の腐食,不純物挙動および水素同位体の分離回収方法等について化学的面より解説した。要旨の主な点は、(1)液体Li中のN濃度は材料の腐食に大きな影響を及ぼすが、Alの添加により低くすることが可能であり、この結果ステンレス鋼の腐食は改善される。(2)核融合炉ブランケットとして液体Liを用いる場合、その水素濃度を1wppm以下に保つことが要求されるが、これはYゲッター材を用いることにより可能である。
勝田 博司; 近藤 達男; 小寺 正俊*
日本原子力学会誌, 27(12), p.1102 - 1113, 1985/00
被引用回数：1 パーセンタイル：23.92(Nuclear Science & Technology)核融合反応で発生する14MeVの高速中性子の材料照射損傷研究のための施設Fusion Materials Test Facilityを建設するためのR&Dが米国HEDLとLANLで、1978年より約6年間行われた。この開発技術要素は、(1)35MeV-0.1Aの連続運転可能な重陽子加速器、(2)D
ビームとのストリッピング反応で14MeV中性子を発生させるための液体Liターゲット、(3)照射試験技術、である。本解説はこの内(1)と(2)について記述を試みたものである。
中村 規男*; 勝田 博司; 古川 和男
日本金属学会会報, 21(3), p.150 - 159, 1982/00
液体リチウムは、核融合炉の冷却材として注目されており研究論文も多い。核熱的性質が良好にもかかわらず、材料に対する腐食性が強くまた火災の危険性も大きい。最近これらに関する研究のうちから注目すべき論文のレビューを行なった。液体リチウムは、O,H,C,Nなどの非金属元素の不純物と反応し、材料の腐食と深い関係があるため液体リチウムの化学として非金属元素の分析法と溶解度および非金属元素の分配と熱力学について述べた。最近電気抵抗による不純物濃度を測定する研究がすすめられているが、Pulhamらの研究を中心に解説した。材料共存性については、鉄基合金について行なわれている研究が多いためこの傾向に沿ってレビューを行なった。その他の金属ではMoとNbについて解説した。序論的な性格ではあるが、液体リチウムに関する過去の研究を概観し解説した。
田中 知*; 勝田 博司; 古川 和男; 清瀬 量平*
Journal of Nuclear Materials, 97(1-2), p.59 - 66, 1981/00
被引用回数：10 パーセンタイル：75.68(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉液体Liブランケットからのトリチウム分離回収に関する基礎研究として、液体Liと接触したNb膜の水素透過実験を行った。1KgのLiを有する自然循環型ループ中に0.02cm厚、5.8cmのNb膜をビーム溶接したセンサー部を浸漬して測定が行なわれた。 このLi-Nb系に対する水素透過係数は、気相中で測定したNbのそれに比較して、約2桁低い値となった。これはNbのLiとの接触面に生成したNbN膜が水素透過を妨げている事が予想された。つづいての実験で、Li中にTiを入れLi中のNをゲッターした場合、水素透過係数が大きくなる結果が得られた。この液体Li中のNb表面膜の水素透過に及ぼす効果が、Li中の不純物濃度コントロールとの関連に於いて研究された。
勝田 博司; 石谷 隆広*; 古川 和男
Nuclear Technology, 32(3), p.297 - 303, 1977/03
被引用回数：36Li-LiH相系と水素とLiの原子比が2.010
~1.310の水素濃度を有する液体Li(単相)について平衡水素圧力を測定した。また液体Li(1.3Kg)をコールドトラップで純度管理を行い、200
C~450Cのコールドトラップ温度に対する平衡水素圧力を測定した。平衡水素圧力の温度変化から、みかけの水素溶解熱が得られ、Li-LiH系に対しては34Kcal/mol、Li単相に対しては19~21Kcal/molが得られた。さらに本実験で求めたSieverts'定数を用いて、平衡水素圧力から低濃度(
210H/Li)領域の水素溶解度を推定した。この結果、コールドトラップ制御による水素溶解度はLi-LiH系からもとめたものの1/2~1/3倍であることが示された。
