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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。
若井 栄一; 安堂 正己; 大久保 成彰
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.104 - 112, 2015/03
核融合原型炉のための低放射化フェライト鋼は1980年代から開発が進められている。この鋼は核融合原型炉の第一壁や構造材料及びIFMIFのターゲットアセンブリやターゲット背面壁の第一候補材料となっている。本研究では、この鋼に関する2つの課題を調べた。その概略を以下に示す。(1)照射損傷を含む、低放射化フェライト鋼の微細組織や強度特性への初期熱処理は、核融合原型炉の設計に大変重要である。(2)この鋼の微細組織や強度特性へ及ぼすHeやH生成の効果は核融合原型炉の設計評価に本質的なものであり、我々はIFMIFのような核融合模擬照射環境下でこの鋼を調べ、評価をしなければならないと考えられる
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。
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：31.86(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。
中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出雄*; Loginov, N.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.2), p.1675 - 1679, 2002/12
被引用回数：4 パーセンタイル：29.52(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年末までの予定で実施中である。本報告では、KEPの結果を反映させた液体Liターゲットの最近の結果と今後の展望について述べる。連続運転に対応したLiループ構造を定めるため、Liループ配管の熱応力解析を行い、過大な熱応力が発生しない配置を定めた。また、ビーム緊急停止時の過渡解析を実施し、Li固化防止に必要な有機冷媒1次冷却系及び水の2次冷却系温度制御条件を定めた。Li純化系では、KEPの結果をもとに、材料の腐食に影響するLi中の窒素不純物制御用として、新たにCrホットトラップの検討を行うとともに、トリチウム制御用のイットリウムホットトラップの仕様を定めた。さらに、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を行い、基本構造を定めた。KEPに続いて、Liターゲットの長時間運転を実証するため、2003年の移行期間を経て2004年からLi試験ループを中心とした技術実証を開始する予定である。
中村 博雄; 井田 瑞穂*; 杉本 昌義; 湯谷 順明*; 竹内 浩
Fusion Science and Technology, 41(3), p.845 - 849, 2002/05
国際核融合材料照射施設(IFMIF)では40MeVの重陽子ビームを液体リチウム(Li)ターゲットに入射し、D-Li反応により中性子を発生させる。この際、最大で年間10gのトリチウム(T)が発生する。施設の安全運転のため、生成したTをLiループから除去する必要がある。T除去方法の候補は、軽水素添加によるスワンピング法によるコールドトラップ方式とイットリウムゲッターによるホットトラップ方式である。また、Li中のT測定方式の候補は、NbまたはNb-Zr膜透過の水素同位体ガスの四重極質量分析計測定及びプロトン導電性セラミックセンサー測定である。本報告では、これらのTの除去と制御法に関する設計検討結果について述べる。
IFMIF国際チーム
JAERI-Tech 2002-022, 97 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-022.pdf:9.17MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m、鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器,体積9mの液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本中間報告書では加速器,ターゲット,テストセル,設計統合について記載した。KEP活動は2002年12月まで継続され、その成果がIFMIF-KEPの最終報告書としてまとめられる予定である。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋; 勝田 博司
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.440 - 445, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：54.08(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)の一環として行った、高速の液体リチウム板状ジェットターゲット流の熱流動特性に関する、水での模擬実験と数値解析の結果をまとめた。実寸大に模擬したジェット流では、試験条件内(流速≦17m/s,長さ約130mm)で安定した流れが得られ、数値解析により、熱的安定性を確認した。最近の実験で行った詳細な流速分布の計測から、遠心力による静圧分布のため、ジェット流の厚さ方向に自由渦流れと同様の流速分布が形成させると共に、この流速分布の影響が上流の吹き出しノズル内にまで及んでいることがわかった。2次元の正方メッシュを用いた解析を行い、このようなノズル出口付近の流速分布変化を良く予測できることを確認した。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1268 - 1275, 1997/00
IFMIF装置の液体リチウムターゲットを水流で模擬し、その凹面壁を流下する高速の板状噴流の安定性を、約17m/s以下の流速で調べた。今回新たに採用した直列2段の2次元レデューサノズルは、内壁で剥離を生ずること無く、安定で均一な流速分布の噴流を生成した。噴流の表面には長さに沿って2次元、3次元の界面波が生じたが、全長130mmに渡り、大きさの変化は小さかった。噴流内の流速分布は、ノズル出口付近で自由渦の流速分布(半径に反比例)に変化し、この結果噴流の厚さが増加した。1次元運動方程式を用いた厚さ予測は、この変化を考慮に入れることで実験結果を良く予測した。
篠原 伸夫; 岡本 浩一*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 362, p.114 - 116, 1995/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Instruments & Instrumentation)原子炉中の中性子束測定に用いられるリチウムターゲットは蒸着法によって作製されるが、この際に
Liと
Liの蒸着挙動には差があることが知られている。しかしターゲット作製後にリチウムの同位体組成が分析されることはまれであり、天然組成として実験に供されているのが現状である。核データの評価では、データの収集、解析、理論との照合に重点が置かれ、実験試料の純度や組成についてはこれまで重要視されていなかった。本研究では、蒸着法によって調整したリチウムターゲットの同位体組成変化を、蒸着時間の関数として定量的に明らかにした。すなわち、リチウムの同位体組成変化はRayleighの蒸留式で説明でき、最大で8%の組成変化が起こっていることがわかった。
近藤 達男; 大野 英雄; R.A.Jameson*; J.A.Hassberger*
Fusion Engineering and Design, 22, p.117 - 127, 1993/00
被引用回数：6 パーセンタイル：56.26(Nuclear Science & Technology)現在検討が進められている核融合炉材料研究用高エネルギー強力中性子照射施設について、技術的実現性ならびに材料研究適応性の観点から、早期実現可能性の高い
-Liストリッピング反応型中性子源について、加速器系技術、ターゲット系技術、実験系技術等に関する研究開発の現状ならびにR&D項目を概観する。また、核融合炉開発における材料研究の位置づけ、ならびに材料開発戦略についても言及する。
加藤 義夫; 渡辺 勝利; 近藤 達男
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1428 - 1431, 1992/00
被引用回数：3 パーセンタイル：35.55(Materials Science, Multidisciplinary)現在検討を進めているESNITのターゲット・リチウム循環系予備概念設計の内容について報告する。本稿で検討した項目は、(1)ターゲットLi流の熱流体特性解析とそれに適合したターゲット部構造設計、(2)液体金属Li中に生成される反応生成物の除去、に関するものである。(1)に対してはLiのスーパーヒートを加味した沸騰生起の評価が、また(2)に対してはコールドトラップとホットトラップの併用方式に関する性能評価が必要であり、これらのための実験項目もまとめた。
