3-12　核融合原型炉材料の実証のために

−世界最大のIFMIF/EVEDAリチウム試験ループの設計と建設−

核融合炉に用いる材料を開発するためには、候補材料に対して中性子による損傷を評価する必要があります。それに向けて、材料の照射試験を行う施設「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、BA活動のひとつとして実施されています。IFMIFはリチウム（Li）と重水素の核反応を利用した加速器駆動型の中性子照射施設で、重陽子ビームが的（ターゲット）になる溶融Li中に入射され中性子が発生します。EVEDAでは、Liターゲット施設の主要テーマとして、IFMIFのLiターゲット施設を模擬したEVEDA Li試験ループ（ELTL）を建設しました。今後、約2年間に渡ってELTLを試験運用することで、将来IFMIFを建設する際に必要なデータを取得し、実機の工学設計を完成させることを目的としています。

ELTLは、2009年からおよそ2年をかけて大洗研究開発センター建屋内での建設及び機能試験を終え、2011年3月10日に完成しました（図3-27）。ELTLは、約300 ℃に加熱した約2．5 tのLiを、ターゲットアッセンブリ（TA）において平均流速15 m/s，厚さ25 mm，幅100 mm（IFMIF実機の約1/3）で流し、帯状のLiターゲットを作ることができる装置です。TAはELTLの最上段に据え付けられており、Liがノズルから吐出され背面壁に沿って流れる構造になっています（図3-28）。2段ノズルの形状は流体理論から導き出されたもので、最大20 m/sの流速においてもターゲットの流れを安定に保つことができます。Liは円弧状の背面壁に沿って高速で流れることにより、遠心力が与えられ、重陽子ビームの熱による沸騰を防ぐ設計となっています。

工事完了後に行われた機能試験では、（1）Liインゴットの装置内への充てん，（2）ループ内へのLiのチャージ，ドレン運転，（3）Li循環試験、などを実施しました。（3）では、本装置の各機器単体としての性能試験を実施し、要求性能を満足することを確認しました。最終的には、アルゴンガス中（0．12 MPa）において、流速5 m/sの条件のもと、安定なLiターゲットを作り出すことに成功しました（図3-29）。今後は、Liターゲットの安定性やLi中の不純物除去について調査し、IFMIFの工学設計に反映する計画です。

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