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論文

Comparison between simulations using the PHITS code and activated material analysis

助川 篤彦; 奥野 功一*

IEEE Transactions on Plasma Science, 43(11), p.3916 - 3920, 2015/11

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

国産モンテカルロ計算コードPHITSをJT-60SA装置で必要な放射線安全評価コードの一つとして利用するため、JT-60U運転に伴って発生した放射化材料分析結果との比較を行った。中性子輸送評価は、JT-60Uの主要構造部について、建家を含む実体系モデルを新たに作成し、PHITS計算を実施した。放射化材料分析は、JT-60U重水素運転時に金箔,コバルト箔,ニッケル箔を設置し、実験後に箔を回収して放射化箔分析を実施した。3種類の材料に対する放射化レベルは、3次元計算でおおむね説明できた。特にトカマク 本体に近い位置でより良い一致を示した。

論文

放射化、遮蔽材

助川 篤彦; 飯田 浩正*; 糸賀 俊朗*; 奥村 啓介; 甲斐 哲也; 今野 力; 中島 宏; 中村 尚司*; 伴 秀一*; 八島 浩*; et al.

放射線遮蔽ハンドブック; 基礎編, p.299 - 356, 2015/03

日本原子力学会 「遮蔽ハンドブック」研究専門委員会により、放射線遮蔽に関する研究の最新知見を放射線遮蔽ハンドブック基礎編にまとめた。その中で、著者は、第8章放射化の執筆責任者として原子力施設・加速器施設の放射化のメカニズム、放射化計算コードの概要、低放射化のための考え方等について解説した。これと併せて、第9章遮蔽材については、$$gamma$$線遮蔽材としてタングステン、中性子用遮蔽材としてポリエチレンと水素含有材料について解説した。

論文

Homogeneity tests on neutron shield concrete

奥野 功一*; 飯倉 寛

Nuclear Science and Techniques, 25(S1), p.S010604_1 - S010604_5, 2014/12

近年、中性子は材料の分析・解析、硼素中性子捕捉療法の分野における応用を目的として研究されている。これら中性子を利用する実験施設用にコンパクトな遮へいを造るため、通常のコンクリートと同等の機械強度を有する中性子遮へいコンクリートが開発された。十分な遮へい性能を確実なものとするためには、コンクリートの均一性を確認することが重要である。本研究では、コンクリートの均一性を確認するため、JRR-3の熱中性子ラジオグラフィ装置を用いてコンクリートの中性子ラジオグラフィ画像を撮影して熱中性子の透過率を推定した。その結果、中性子遮へいコンクリートは通常のコンクリートと比較して倍以上の遮へい性能を有していることが示された。

論文

Flexible heat resistant neutron shielding resin

助川 篤彦; 穴山 義正*; 奥野 功一*; 櫻井 真治; 神永 敦嗣

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.850 - 853, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:24.46(Materials Science, Multidisciplinary)

改良した高分子樹脂を主成分とする可撓性を有する耐熱中性子遮へい樹脂材を開発した。耐熱温度の指標である分解温度は271$$^{circ}$$Cである。$$^{252}$$Cf中性子源を用いた中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンと同程度となることを確認した。250$$^{circ}$$C環境下における樹脂材の脱ガス成分の測定結果は、H$$_{2}$$, H$$_{2}$$O, CO, CO$$_{2}$$であった。開発した耐熱中性子遮へい樹脂材は、JT-60SA装置のような超伝導トカマク核融合装置の追加遮へいとして真空容器周辺のポートストリーミング低減のために適用することが可能である。

論文

Conceptual radiation shielding design of superconducting tokamak fusion device by PHITS

助川 篤彦; 川崎 弘光*; 奥野 功一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.375 - 381, 2011/10

トカマク型定常炉心試験装置(JT-60SA)といった超伝導トカマク核融合装置の3次元中性子・光子輸送解析を、モンテカルロ計算コードPHITSにより実施した。PHITSを用いた解析結果から、装置ポートストリーミング,建屋ダクトストリーミング,スカイシャイン解析についても適用できることがわかった。PHITSの可視化機能により、超伝導トカマク核融合装置に特有の真空断熱容器の遮へい機能の役割が明らかになった。ストリーミング効果の影響を考慮した超伝導トカマク核融合装置のニュートロニクス解析にはPHITSを含む3次元計算コードが必要不可欠である。

論文

PHITSコードのトカマク型核融合試験装置への適用

助川 篤彦; 奥野 功一*; 川崎 弘光*

RIST News, (51), p.20 - 29, 2011/07

PHITS(Particle and Heavy Ion Transport code System)は、旧日本原子力研究所が開発した高エネルギー核反応モデル組込み核子中間子輸送コードNMTC/JAM Ver.2コードをもとに、高度情報科学技術研究機構,東北大学,原子力機構,高エネルギー加速器機構及びスウェーデンのチャルマース大学等により改良された重イオン輸送計算機能を含む、ほぼすべての粒子と重イオン(原子核)の物質中の輸送を計算する3次元モンテカルロシミュレーションコードである。計算結果のグラフ化や2次元のグラフィカルな出力を簡単に見ることができるのが特徴である。トカマク型核融合試験装置の放射線遮へい設計、装置メンテナンス、装置運転の健全性評価のためにコイルの発熱評価、施設内の装置周辺の半導体の放射線損傷評価が要求されるなか、従来の核データを使用するモンテカルロ計算では扱えないイベントごとの情報を記述するPHITS固有の機能を活かした解析方法の適用を進めている。現在、PHITSをトカマク型核融合試験装置・施設の遮へい設計・解析に適用しており、今回、PHITSユーザーとしての立場から、イベント情報を取り扱う半導体解析例を中心に適用例を紹介する。

論文

Development of flexible neutron-shielding resin as an additional shielding material

助川 篤彦; 穴山 義正*; 大西 世紀; 櫻井 真治; 神永 敦嗣; 奥野 功一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.585 - 590, 2011/04

追加型放射線遮へい材の一つとして、エポキシ樹脂ベースの硬質型中性子遮へい材を改良することにより、新たに可とう型中性子遮へい樹脂材を開発した。開発樹脂材は、新開発した高分子樹脂と熱中性子吸収のためのホウ素を混練したものである。可とう型中性子遮へい樹脂材の$$^{252}$$Cf中性子源を用いた中性子遮へい性能試験の結果は、代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンと同程度となることを確認した。可とう型中性子遮へい樹脂材の高温領域特性として、250$$^{circ}$$C環境における脱ガス測定を昇温脱離分析(TDS)法により実施したところ、脱ガス成分は、H, H$$_{2}$$, NH$$_{4}$$, H$$_{2}$$O, CO, O$$_{2}$$, C$$_{4}$$H$$_{10}$$,CO$$_{2}$$であった。開発した可とう型中性子遮へい樹脂材は、将来の高速炉及び革新的原子炉におけるダクト部の中性子ストリーミング防止のみならず、配管周囲の振動吸収材として適用可能である。

論文

Neutronic analysis of fusion tokamak devices by PHITS

助川 篤彦; 滝吉 幸嗣*; 天野 俊雄*; 川崎 弘光*; 奥野 功一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.36 - 39, 2011/02

臨界プラズマ試験装置(JT-60U)と超伝導トカマク装置(JT-60SA)の3次元放射線遮へい解析をPHITSコードで実施した。PHITSは高エネルギー粒子輸送及び重イオンの輸送計算可能な汎用コードで、20MeV以下の中性子と光子の輸送については、MCNP-4Cと類似のモデルである。JT-60U装置はトカマク装置であり、運転停止後の放射化量を評価するために精度よく中性子束分布を評価する必要がある。また、JT-60SA装置は超伝導コイルシステムを有するトカマク装置であり、超伝導コイルの核発熱、線量評価のために中性子束分布の評価を必要とする。JT-60SA装置は既存のJT-60建屋を利用するが、JT-60SA装置の年間中性子発生量はJT-60U装置の約50倍増加する。JT-60SA装置では中性子のポートストリーミング等の影響が無視できず、同装置の遮へい構造の検討,核発熱量の精度向上が必要不可欠である。PHITSコードをトカマク型核融合装置に適用するため新たに線源ルーチンを変更し、中性子束分布と光子線束分布の可視化,超伝導コイルの核発熱分布、及び装置周辺の線量率の計算を行い、その初期結果を示した。

論文

High-heat-resistant neutron shielding resin

助川 篤彦; 奥野 功一*; 櫻井 真治

Nuclear Technology, 168(2), p.553 - 558, 2009/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.16(Nuclear Science & Technology)

高い耐熱性を有する中性子遮へい樹脂材は、成形性と軽量性の観点から核融合試験装置や計測器のコリーメータでの使用が期待されている。今回、耐熱性を有する3種類の樹脂材について遮へい性能試験を実施した。これまでに耐熱性を有する中性子遮へい樹脂材はKRAFTON-HB4やEPONITEがあった。KRAFTON-HB-4は耐熱温度150$$^{circ}$$C未満で高速炉用に開発された遮へい材でエポキシ樹脂ベースにホウ素が含まれている。EPONITEは耐熱温度200$$^{circ}$$C未満でPET加速器用に開発された遮へい材でエポキシ樹脂ベースに灰硼石が含まれている。今回新たに開発した樹脂は耐熱温度が300$$^{circ}$$Cでフェノール樹脂をベースにB$$_{4}$$Cを混練した。中性子遮へいに重要な水素成分とホウ素成分の重量割合は、開発樹脂で(H:1.94, B:6.1)、KRAFTON-HB4で(H:10.5, B:2.0)、EPONITEで(H:3.8, B:30.4)である。中性子線量減衰率の測定実験は$$^{252}$$Cf中性子源を使って実施した。中性子線量測定にはレムカウンターを用いた。その結果、中性子線量が10分の1(1/10価層)になるまでに要する遮へい材の厚さは、ポリエチレンと開発樹脂で0.14m、KRAFTON-HB4で0.15m、EPONITEで0.09mであり、耐熱性は若干劣るもののEPONITEの遮へい性能が最も良いことがわかった。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

論文

Development of 300$$^{circ}$$C heat resistant boron-loaded resin for neutron shielding

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 佐藤 聡; Verzirov, Y. M.; 神永 敦嗣; 西谷 健夫; 玉井 広史; 芝間 祐介; 吉田 茂*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1085 - 1089, 2007/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:18.08(Materials Science, Multidisciplinary)

6重量%のホウ素を含んだフェノール樹脂を母材とした300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を開発した。$$^{252}$$Cf中性子源を用いた中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンとほぼ同じであった。中性子遮へい性能の実験解析は、3次元モンテカルロ計算コード(MCNP4C2)を、また、断面積は評価済み核データJENDL3.2を用いた。計算結果は実験結果とよく一致した。高温領域での開発樹脂材から放出されるガスの種類を調べるために、昇温脱離ガス分析により室温から300$$^{circ}$$Cの温度領域で脱ガス成分の質量分析を実施した。その結果、観測された質量数は、2, 17, 18, 28, 32, 44であった。それら質量数は、それぞれ、水素,アンモニア,水,一酸化炭素,酸素,二酸化炭素に相当する。開発樹脂材から脱ガスの大部分は、100から150$$^{circ}$$Cで最も多く、アンモニアと水であることが確認できた。水は、中性子遮へいで重要であるが、200$$^{circ}$$Cでベーキングした樹脂材の中性子遮へい性能は、ベーキングを実施していない樹脂材の中性子遮へい性能とほぼ同じであった。高温領域における脱ガスの定量分析は、昇温熱脱離-ガスクロマトグラフ質量分析により行った。150から300$$^{circ}$$C領域で観測された有機ガスの種類は13種類であり、それらの脱ガス量は$$mu$$g/gであった。最後に、開発樹脂の300$$^{circ}$$Cでの中性子遮へい性能を3次元計算により模擬した。327$$^{circ}$$Cの断面積ライブラリーを用いた計算結果は、先記した20$$^{circ}$$Cの断面積ライブラリーを用いた計算結果と相違なかった。

論文

高い耐熱性を有する中性子遮蔽樹脂の開発

森岡 篤彦; 奥野 功一*

プラスチックス, 57(1), p.148 - 152, 2006/01

核融合実験装置の真空容器近傍など、高温かつ機械的衝撃力の加わる環境下で使用可能な中性子遮蔽樹脂材を設計,開発した。開発した樹脂は300$$^{circ}$$C以上の耐熱性能を有し、かつ高温環境下でも極度の強度低下の少ない材料であり、従来の製品を凌ぐ性能を有することを確認した。今回はJT-60定常高ベータ装置を対象に材料設計を行ったが、耐熱性能が要求される他の放射線施設に対しても材料組成の変更が可能であり、広範囲な樹脂系中性子遮へい材料の製作に関する知見を得た。この樹脂材料の開発過程と性能を解説した。

論文

Development of a heat-resistant neutron shielding resin for the national centralized tokamak

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09

フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の$$^{252}$$Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。

口頭

中性子遮へい用樹脂材の高耐熱化に関する研究,1

奥野 功一*; 助川 篤彦; 櫻井 真治; 神永 敦嗣

no journal, , 

革新的原子炉では、可搬型への転用が可能な追加遮へい対策(現場施工後、永久的に固定して使用するのではなく、衝立のように移動が容易な遮へい方法)として、複雑形状部へ適用可能な遮へい材料の使用が有効手段の一つである。本研究では、従来の樹脂材では難しかった複雑かつ狭隘部に適用可能な250$$^{circ}$$C耐熱型中性子遮へい樹脂材を開発することを目標としている。平成19年度は耐熱性を有する中性子遮へい樹脂材の製作・加工技術を開発し、高温環境下での長期間の耐熱・耐久性に関する基礎データを取得した。その結果、試作樹脂材の耐熱温度の指標となるガラス転移温度は320$$^{circ}$$Cを超え、目標とする250$$^{circ}$$C環境下でも十分な強度を有している高耐熱中性子遮へい樹脂の試作・開発に成功した。

口頭

耐熱中性子遮へい用樹脂材の可撓化

穴山 義正*; 助川 篤彦; 櫻井 真治; 神永 敦嗣; 奥野 功一*

no journal, , 

革新的原子炉では、原子炉圧力容器周辺や配管部などの複雑形状部への設置が可能な追加型遮へい材料の開発が要求されている。従来の中性子遮へい樹脂材の製作加工技術を応用し母材,硬化材,中性子吸収物質と添加材の適切な組合せにより、可撓可能な粘度で硬化させる製作方法で高耐熱化を目指した結果、耐熱性を有する中性子遮へい樹脂材の可撓化に成功した。

口頭

耐熱中性子遮へい樹脂材の水分減少に伴う遮蔽性能への影響

奥野 功一*; 助川 篤彦; 櫻井 真治; 神永 敦嗣

no journal, , 

平成19年度、革新的原子炉用に日本原子力研究開発機構とハザマ技術研究所が共同開発した耐熱中性子遮へい樹脂材の長期耐熱試験(250$$^{circ}$$C)を実施した。250$$^{circ}$$Cで12週間昇温した試験体の重量は時間とともに減少することを確認したが、成分分析及び中性子遮へい性能の解析を実施した結果、中性子遮へい性能はほとんど変化がないことを確認した。開発した耐熱性を有する中性子遮へい樹脂は250$$^{circ}$$C環境下でも長期的に中性子遮へい性能を確保できる可能性があることがわかった。

口頭

耐熱性のある中性子遮蔽樹脂材の遮蔽性能評価

浅見 光史*; 大西 世紀; 奥野 功一*; 助川 篤彦

no journal, , 

$$^{252}$$Cf自発核分裂中性子源を用いてゲル状中性子遮蔽樹脂材の中性子透過試験を実施、遮蔽性能を確認した。また、実験と計算を比較することにより、遮蔽材組成の不確定な成分を確認した。これらにより得られた遮蔽材の性能データを既存の中性子遮蔽材と比較した。開発樹脂材は代表的な中性子遮蔽樹脂材であるポリエチレンと同程度の遮蔽性能を有していることを確認した。

口頭

耐熱性を有する中性子遮へい樹脂材の寿命評価,1

助川 篤彦; 櫻井 真治; 神永 敦嗣; 穴山 義正*; 奥野 功一*

no journal, , 

これまでに開発してきた耐熱性を有する中性子遮へい樹脂材の昇温脱ガス試験によるデータを用いて、ワイブル解析を実施し、温度環境における樹脂材の劣化特性を明らかにし、さらには、反応速度論に基づくアレニウスプロットを適用することにより中性子遮へい樹脂材の寿命予測を行った。開発樹脂材の耐用年数(目標)については、革新炉の定期点検の実施目安期間となる26か月であるが、昇温による重量減少率について許容範囲10%と仮定すると開発樹脂材(NHC材)については130$$^{circ}$$C(耐熱温度:271$$^{circ}$$C)の環境で目標期間とした26か月間は耐え得ると評価された。

口頭

PHITSコードを用いたトカマク型核融合プラズマ試験装置の中性子輸送解析

奥野 功一*; 助川 篤彦; 川崎 弘光*

no journal, , 

PHITSコードを用いたトカマク装置(JT-60U装置とJT-60SA装置)の3次元モンテカルロ法による中性子輸送解析を実施した。解析にあたり、線源ルーチンを新たに作成した。その結果、核融合トカマク装置の線量,超伝導コイルの核発熱を評価するための中性子・光子フラックス分布の可視化が初めて可能となった。

口頭

トカマク型核融合装置の遮へい設計におけるPHITSコードの活用

奥野 功一*; 助川 篤彦

no journal, , 

既存設備を最大限再利用するトカマク型定常炉心試験装置(JT-60SA)は、中性子発生量を徐々に増加していき、最終的には臨界プラズマ試験装置(JT-60U)の約30倍増加する予定である。よって、装置内の核発熱評価,中性子のポートストリーミング等の線量への影響,装置建屋におけるダクトストリーミングやスカイシャインの影響について精度の良い評価が必要不可欠であるため、PHITSコードを用いた解析手法の検討を行っている。本報告では、スカイシャインと核発熱分布の可視化解析を初めて実施した。PHITSコードは遮へい計算だけでなく核発熱解析,材料損傷にかかわるDPA解析なども行える総合的な解析コードであり、装置・建屋の設計のみならず、核発熱評価や材料耐久性評価等に非常に有用であることがわかった。

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