並列タイトル等Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2006
一般注記Engineering Validation Design and Engineering Design Activity (EVEDA) of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) is under going. IFMIF is an accelerator-based Deuterium-Lithium (D-Li) neutron source to produce intense high energy neutrons and a sufficient irradiation volume for testing candidate materials for fusion reactors. To realize such a condition, 40 MeV deuteron beam with a current of 250 mA is injected into high speed liquid Li flow with a speed of 20 m/s. In target system, nuclear heating due to neutron causes thermal stress especially on a back-wall of the target assembly. In addition, radioactive species such as beryllium-7, tritium and activated corrosion products are generated. In this report, thermal stress analyses of the back-wall, mechanical tests on weld specimen made of the back-wall material, estimations of beryllium-7 behavior and worker dose at the IFMIF Li loop and consideration on major EVEDA tasks are summarized.
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施中である。IFMIFは核融合炉材料の開発のための十分な照射体積を有する強力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、中性子の核発熱によりターゲット背面壁に熱応力が発生する。さらに、ベリリウム-7をはじめとする放射性核種が発生する。本報告では、平成18年度の原子力機構におけるターゲット系の主要な活動として、核発熱条件下でのターゲット背面壁の熱応力解析,その材料の溶接後の機械特性の試験,リチウムループ内でのベリリウム-7挙動とそれによる作業員被曝の評価、及び原子力機構を中心に実施予定の工学実証・工学設計タスクの検討結果を取りまとめた。
一次資料へのリンクURL/JAEA-Review-2008-008.pdf (fulltext)
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース(IRDB)(機関リポジトリ)
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System