Analysis of impurities in beryllium, affecting evaluation of the tritium breeding ratio

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

JAERI-Research 2004-005, 30 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-005.pdf:1.93MB

ほとんどの核融合炉の概念設計において、ブランケットにおける中性子増倍材としてベリリウムの利用が提案されている。その核融合炉のトリチウム増殖比やベリリウムの放射化と核変換の評価においてはベリリウムの詳細な化学組成が必要である。本報告ではトリチウム増殖比の評価に関連する詳細な不純物分析に特に注目した。ここでは2つの異なった方法で不純物を調べた。1つはICP質量分析法による一部の試料の分析であり、もう1つはパルス化中性子を用いたベリリウム体系の積分的分析である。特に後者はLiによるトリチウム生成に対するベリリウム中の不純物の積分的効果の最も有効な分析法として提案した。D-T中性子のパルスをベリリウム体系に入射し、その後の熱中性子密度の時間変化を観測することにより積分的効果を評価した。本研究では構造材級ベリリウムを使用した。この不純物の影響は寄生的な中性子の吸収により実験で得られたLiによるトリチウム生成の反応率を減少させる。核データセットJENDL-3.2を用いたMCNPモンテカルロ計算と実験値を比較した結果、測定された吸収断面積は製作会社の特性値から評価した値より約30%大きくなった。ベリリウム中のLi, B, Cd等の不純物はたとえ10ppm以下でも吸収断面積に影響する。

Initial results of neutronics experiments for evaluation of tritium production rate in solid breeding blanket

西谷 健夫; 落合 謙太郎; Klix, A.; Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 山内 通則*; 中尾 誠*; 堀 順一; 榎枝 幹男

Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.454 - 457, 2003/10

14MeV中性子源FNSを用いた核融合原型炉の増殖ブランケット模擬体系積分実験を実施し、生成トリチウムに対する測定値と計算値の比較・検討を行った。模擬体系は濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム(Be)及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層構造とした。体系内に設置したLiセラミックス・ペレット中のトリチウム量を液体シンチレーション計数法によって測定することによりトリチウムの生成率を求めた。本測定法の誤差は10%である。また、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP-4Bと核データJENDL-3.2による計算値は実験値よりトリチウム増殖層平均で20%、Beに面する表面層で3040%過大評価であり、Be中の低エネルギー中性子の輸送に問題があることを示唆する結果を得た。その主な原因としてBe中の不純物の影響とBe(n,2n)等の中性子断面積の誤差が考えられる。そこで、Be単体の体系にパルス状中性子を入射し、熱中性子の減衰時間から実効的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きくなっており、Be中の不純物の存在を示唆する結果が得られた。また、Beの中性子断面積に関しては、2つの中性子同時計数法を用いたBe(n,2n)反応断面積の測定を新たに実施している。

Measurement of radiation skyshine with D-T neutron source

吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00196-0

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.710n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1Sv/h,0.01Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次線に関しては6MeVの高エネルギー線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,)反応によると考えられる。

D-T中性子照射による低放射化フェライト鋼F82Hの放射化特性の実験的研究

寺田 泰陽*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; Klix, A.; 山内 通則*; 堀 順一; 西谷 健夫

JAERI-Research 2002-019, 70 Pages, 2002/10

JAERI-Research-2002-019.pdf:8.47MB

低放射化フェライト鋼 F82Hは核融合炉の有力な構造材料である。核融合中性子源FNSを用いて、F82Hの放射化特性を得ることを目的として原型炉ブランケット模擬体系に対するD-T中性子照射試験を行い、F82Hシート,クロム箔,タングステン箔における放射性核種56Mn,54Mn,51Cr,187Wの生成反応率を測定した。併せて、評価済み核データJENDL-3.2とFENDL/E-2.0を用いてモンテカルロ輸送コードMCNPによる計算値との比較検討を行った。計算結果は、56Mn,54Mn,51Crともに10~20%程度の精度で測定結果と一致した。しかし、タングステンに関しては、30~40%の精度であることがわかった。また、タングステンの放射化断面積に使用する核データによって大きく計算結果が変わり、タングステンの中性子捕獲反応の共鳴領域における断面積評価に核データによって相違があることを示唆する結果となった。

Fusion dosimetry based on nuclear heating measurement with microcalorimeters

池田 裕二郎; A.Kumar*

Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.881 - 888, 1998/00

FNSを用いた核融合中性子工学研究の一環としてマイクロカロリーメータを適用したD-T核融合中性子場の構造材中の核発熱測定法を開発してきた。測定データはKERMA関連核データ検証で有効に用いられた。その過程で、原子番号の小さい炭素やベリリウムは主に中性子に、高原子番号のタングステンや鉛は主に線が発熱を支配することが分かった。そこで、マイクロカロリーメータ測定を発展させた任意の中性子・線混在場で各々を独立に求めるドシメトリー法を提案した。中性子と線に各々感度が高い異なるプローブ組み合せ、温度上昇の実測値と解析データに基づく感度比から中性子線と線の線量を求めた。測定結果は、中性子及び線の輸送計算から求めた値と概ね一致した。その結果は、本ドシメトリー法の妥当性とともに実際の核融合環境での適用の有効性を示すものである。

Fusion reactor design and technology programe in Japan

関 泰

Fusion Engineering and Design, 25, p.49 - 66, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)90053-1

日本でなされた核融合炉の設計研究をレビューし、各炉型の長所および実現に必要なR&D課題を摘出した。1973年になされたトカマク型動力炉の設計以来多数の磁気閉じ込め及び慣性閉じ込め核融合炉の検討がなされてきた。これらの大部分がD-T燃料サイクルを用いているが、近年D-Heサイクルを用いたものが検討され始めた。核融合動力炉を実現するために必要な技術として、構造材料、超電導磁石、中性粒子入射装置、プラズマ対向機器、トリチウム増殖ブランケット、真空技術、トリチウム処理・安全取扱技術及び遠隔操作技術をレビューした。そして核融合炉に必要な技術レベルと較べて現在の達成レベルを評価した。

Measurement of the Nb(n,n)Nb reaction cross section at 14.5 and 14.9 MeV

池田 裕二郎; 今野 力; 小迫 和明*; 浅井 雅人*; 河出 清*; 前川 洋

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(10), p.967 - 973, 1993/10

https://doi.org/10.3327/jnst.30.967

Nb(n,n)Nb反応の14MeV領域での断面積を放射化法で測定した。この反応は閾エネルギーが低く半減期が13.6年と長いことから高速炉のみならず核融合炉ドシメトリーで有力な検出器として期待されている。しかしながら、1~9MeV領域で複数の実験データが報告されているが10MeV以上では14.3MeVにRyvesの報告が1点あるのみで断面積評価精度は十分とは言えない。本実験では、FNS回転ターゲットを用い厚さ12.5mのニオブ箔をD-T中性子で照射し(~410/cm)、照射後NbのKX線の測定から反応率を求め断面積を導出した。中性子束はNb(n,2n)Nb及びCu(n,)Co反応から求めた。本実験で得られた14.5及び14.9MeVでの断面積は、Ryvesの測定値、IRDF-90及びJENDLドシメトリーファイル評価値と比較して5~15%高い値を示した。本実験データを含めた14MeV領域での断面積の再評価が強く望まれる。

A Review of shielding experiments for fusion reactor at FNS/JAERI

前川 洋; 大山 幸夫; 田中 俊一

Proc. of the Topical Meeting on New Horizons in Radiation Protection and Shielding, p.611 - 618, 1992/00

1981年4月のFNSの完成以来、核融合炉の開発のための遮蔽実験を実施してきた。それらは、(1)コンクリート、鉄及びSUS316L体系でのバルク遮蔽実験、(2)2種類の大口径ダクト、小口径ダクト、マルチスリット及びオフセットリットによるストリーミング実験、(3)大きなコンクリートを用いたキャビティ実験、である。また、1991年からはITER/EDA計画に貢献するため、新たなバルク遮蔽実験を開始した。

Calculation of absolute fission-rate distributions measured in graphite reflected lithium oxide blanket assembly

関 泰; 川崎 弘光*; 前川 洋; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 中村 知夫

JAERI-M 83-061, 33 Pages, 1983/04

JAERI-M-83-061.pdf:0.8MB

1978年に黒鉛反射体付酸化リチウムの擬似球体系においてTh、U、NpとUの核分裂率分布が測定された。この体系の中心において14MeV中性子をD-T反応により300kVコッククロフトウォルトン型加速器PNS-Aを開いて発生させた。核分裂率分布を、最近評価し直した原子数密度と最新の核データを用いて計算した。その結果計算された核分裂率の値は測定値とほぼ実験誤差の範囲内で一致した。両者の一致は酸化リチウム領域で特に良く、この領域における中性子のスペクトルが正しく計算されていることを示している。黒鉛領域におけるThの核分裂率についての不一致はTh核分裂計数管の中に核分裂核種の不純物の存在を暗示している。黒鉛領域の酸化リチウムに近い位置ではUの核分裂率を計算値は約15%過大評価している。

Thermal stability of spatially nonuniform plasma in a D-T fusion reactor

大和 春海*; 太田 充; 森 茂

Nuclear Fusion, 12(5), p.603 - 606, 1972/05

先に核融合炉が定常運転される場合炉心プラズマの温度、密度が不安定な挙動を示す領域が存在し、不安定領域で運転される場合にはフィードバック制御が必要であり、その可能性について時間遅れを考慮して検討した。しかし、その過程では、現象を概念的にとらえるために空間的に一様な温度密度分布を仮定した。ここでは円筒座標の一次元空間を考え炉心プラズマの不安定性を検討した。その結果燃料の注入が空間的に一様な場合には先の結論と同じく炉心プラズマには不安定領域が存在し、それはプラズマの粒子拡散係数及び熱伝導率の温度密度依存性に影響をうけることが判った。また高次モードの外乱を与えた場合約0.1secのオーダーでならされてしまい、その速度は高次モード程速いことが判った。