AbstractInternational Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) is an accelerator-based deuteron–lithium neutron source for testing fusion materials. High-speed flow up to 20 m/s is required for the liquid lithium target to remove high heat load 1 GW/m2 of deuteron beams. Thermal-hydraulic stability of the target system is required during long-term operation of IFMIF. Thermal-hydraulic analyses and simulation experiments with water jets were carried out to verify the stability of the IFMIF target flow. Appropriateness of concept of the high-speed flow on concave back-wall was verified by the analyses. There were enough temperature margins to avoid boiling and a thickness margin of 3 mm in the target. Acceptable range of the back-wall radius was 100–1000 mm. By the experiments with different nozzle wall roughness, main cause of surface waves was found to be boundary layer at the nozzle exit depending on the wall roughness. Cause of increased surface waves in case of the coarse-wall nozzle was a transition from laminar to turbulent boundary layer. Based on the experimental results, a wall roughness less than 6.3 μm was recommended for IFMIF target. These results give stable conditions of the IFMIF target, verify the appropriateness of its design and give guidelines on its fabrication.
国際核融合材料照射施設（IFMIF）は、重陽子ビームによる液体リチウム標的を有する加速器ベースの中性子源であり、核融合材料の照射試験に用いられる。液体リチウム標的には、1 GW/m²の重陽子ビームによる高熱負荷を除去するため、最大20 m/sの高速流が必要とされる。IFMIFの長期間運転においては、標的システムの熱流動安定性が要求される。IFMIF標的流れの安定性を検証するため、熱流動解析および水を用いた模擬実験が実施された。解析により、凹面背壁上の高速流の概念の妥当性が確認された。沸騰を回避するための温度マージンは十分であり、標的厚さマージンは3 mmであった。背壁曲率半径の許容範囲は100〜1000 mmであることが示された。異なるノズル壁面粗さを用いた実験により、表面波の主な原因は、壁面粗さに依存するノズル出口における境界層であることが明らかとなった。粗面ノズルの場合の表面波増大の原因は、層流境界層から乱流境界層への遷移であった。実験結果に基づき、IFMIF標的には壁面粗さ6.3 μm以下が推奨された。これらの結果は、IFMIF標的の安定条件を示し、設計の妥当性を検証するとともに、製作に関する指針を提供するものである。