並列タイトル等Thermo-structural analysis of backwall in IFMIF lithium target
一般注記出版タイプ： NA
本報告は、平成15年度から17年度に実施した、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲット背面壁の熱構造解析について取りまとめたものである。IFMIFは、核融合炉材料開発のための、D-Liストリッピング反応による加速器型の高エネルギー中性子照射施設である。液体Li流中で発生した高エネルギー中性子は、ターゲットアセンブリの背面壁と呼ばれる薄い壁を通過して、テストセル内の照射試料を照射する。背面壁は、ステンレス鋼316L又は低放射化フェライト鋼F82Hであり、リップシール溶接によりターゲットアセンブリに取り付けられている。背面壁の中心部では、1年あたり50dpaの中性子照射を受け、最大で25W/cm$^{3}$の核発熱が発生するため、熱構造設計がターゲット設計の重要課題の一つである。熱応力評価には、ABAQUSを用いた。熱応力の許容値は、300$^{\circ}$Cでの非照射材の降伏応力とした。その結果、背面壁がステンレス鋼316Lの場合、背面壁中心部の熱応力は、許容値164MPaを超える。一方、背面壁が低放射化フェライト鋼F82Hの場合、熱応力は289MPaであり、許容値455MPa以下であった。以上の結果、F82Hは背面壁の有力な候補材料である。
This report describes results of thermo-structural analysis of a backwall in IFMIF lithium target performed during FY 2003-2006. The IFMIF is an accelerator-based intense neutron source for testing candidate materials for fusion reactors. Intense neutrons are emitted inside the Li flow through a backwall. The backwall is made of 316L stainless steel or RAFM. Since the backwall is operating under a severe neutron irradiation of 50 dpa/year and a maximum nuclear heating rate of 25 W/cm$^{3}$, thermo-structural design is one of critical issues in a target design. Thermal stress was calculated using the ABAQUS code. In a case of the 316L stainless steel backwall, the maximum thermal stress was beyond the permissible stress. On the other hand, in a case of the F82H backwall, a maximum thermal stress was 289 MPa below the permissible stress (455 MPa). Therefore, F82H is recommended as the backwall material.
一次資料へのリンクURL/JAEA-Technology-2007-008.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