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論文

Measurement of activation reaction rate distributions in a lead assembly bombarded with 500-MeV protons

高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 辻本 和文; 安田 秀志

Nuclear Science and Engineering, 135(1), p.23 - 32, 2000/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.74(Nuclear Science & Technology)

500MeV陽子で照射される鉛体系における核破砕中性子の生成及び輸送現象を研究するために、$$^{nat}$$Ni(n,x)$$^{58}$$Co反応、$$^{197}$$Au(n,2n)$$^{196}$$Au反応、$$^{197}$$Au(n,4n)$$^{194}$$Au反応等の種々の放射化検出器の反応率分布を測定した。また、高エネルギー核子・中間子輸送コードNMTC/JAERIとMCNP4Aコードを接続して、JENDLドシメトリファイルとALICE-Fコードによる計算値に基づく核種生成断面積を用いて実験データの解析を行った。しきい値の低い$$^{nat}$$Ni(n,x)$$^{58}$$Co反応について、計算は実験と良く一致する。しかしながら、しきい値が増加するとともに、特に20MeV以上の反応については、計算値は実験値を過少評価する。この不一致の主な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子生成を過小評価することにあることがわかった。

論文

臨界実験装置VHTRCの解体計画概要

安田 秀志

RANDECニュース, (45), p.6 - 7, 2000/05

VHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)施設は、昭和60年5月から平成8年9月までの間、高温工学試験研究炉(HTTR)の核的安全性等を検証するために運転を行ってきたが所期の目的を達成したので、平成12年3月17日に解体届を国に提出した。解体計画の基本方針として、ほとんどの撤去物を放射性廃棄物にしないことを目指すこと、JRR-2等での知見を活用して円滑に工事を実施すること、平成12年度に第1段階として原子炉本体等の解体を行い、平成14年度以降に第2段階として炉室建家等の解体を行うこと及び燃料要素は保管を継続すること、を挙げる。解体工事方法、安全対策のほか、撤去物の処分、再利用について記述する。解体工事開始後も使用するため、その性能を維持管理すべき核燃料貯蔵施設等の維持管理にも触れる。

報告書

Calculation of neutron flux characteristics of dalat reactor using MCNP4A code

T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志

JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB

Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子$$alpha$$は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び$$^{197}$$Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。

論文

Experimental and computer simulation study of radionuclide formation in the ADT materials irradiated with intermediate energy protons

Y.E.Titarenko*; O.V.Shvedov*; V.F.Batyaev*; E.I.Karpikhin*; V.M.Zhivun*; A.B.Koldobsky*; M.M.Igumnov*; I.S.Sklokin*; R.D.Mulambetov*; A.N.Sosnin*; et al.

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.164 - 171, 1998/00

0.13,1.2及び1.5GeV陽子で照射される$$^{209}$$Bi,$$^{208,207,206,nat}$$Pb,$$^{65,63}$$Cu及び$$^{59}$$Coの薄いターゲット中における放射性核種の生成量に関して実験及びシミュレーション解析結果を報告する。生成量は高精度$$gamma$$線スペクトル分析装置で測定した。実験において照射量は$$^{27}$$Al(p,x)$$^{24}$$Na反応を利用してモニターした。総数801核種の断面積が実験データから解析され、HETC,GNASH,LAHET,INCL,CEM95,CASCADE,NUCLEUS,YIELDX,GMD,ALICEコードによるシミュレーション結果と比較した。実験はロシアのITEP研究所で実施し、測定はITEP及び原研で、シミュレーション解析はITEP,原研,LANL及びORNLで実施した。

論文

Progress of JAERI neutron science project

大山 幸夫; 水本 元治; 日野 竜太郎; 滝塚 貴和; 鈴木 康夫*; 安田 秀志; 渡辺 昇*; 向山 武彦

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.337 - 344, 1998/00

原研中性子科学研究計画では、大強度パルス及び連続ビーム核破砕中性子源を含む核破砕中性子を利用する研究施設の概念検討を行っている。この計画は、基礎科学及び長寿命核種の加速器駆動消滅処理の技術開発を、中性子を利用して推進するものである。主な施設は8MWの陽子加速器、中性子散乱研究用の5MWの核破砕中性子ターゲットステーション、消滅処理技術、核物理、材料照射、医療用RI利用、RIビームの各研究開発施設である。本編では加速器及び核破砕ターゲットの技術開発、研究施設概念設計の現状について報告する。

報告書

第2回「中性子科学研究計画」に関するワークショップ論文集

安田 秀志; 東稔 達三

JAERI-Conf 97-010, 212 Pages, 1997/11

JAERI-Conf-97-010.pdf:10.5MB

原研では、高エネルギー陽子ビームを用いた大強度核破砕中性子源を開発し、これを利用して、広範囲の基礎研究と高レベル放射性廃棄物の消滅処理等の原子力技術の研究開発の展開を図るために、大強度陽子加速器(中性子科学用加速器)の開発を進めている。さらに、付属して設置する各種研究施設の概念検討を行っている。昨年3月に引き続き第2回目である本ワークショップは、その後の検討の現状について報告し研究所内外の専門家を交えた議論を行うため、平成9年3月13,14日の両日に日本原子力研究所東海研究所で開催した。プログラムは特別講演を含む9つのセクションから構成され、34件の講演があった。参加者は310名で、このうち原研114名、外部166名であった。本報告書はワークショップにおいて発表された論文を編集したものである。

論文

Measurement of reaction rate distributions in a lead assembly bombarded with 500 MeV protons

高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 辻本 和文; 深堀 智生; 安田 秀志

Proc. of 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments (SARE3), p.284 - 292, 1997/00

核破砕中性子の発生と輸送特性に関するデータを取得するために、500MeV陽子を鉛体系に入射させる核破砕積分実験を行った。実験では、種々のエネルギー感度を有する放射化検出器の体系内反応率分布を測定した。また、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いて解析計算を行い、実験結果と比較した。この結果、MeV領域に感度の高い放射化検出器の反応率分布について、計算と実験は良く一致した。しかしながら、放射化検出器のしきいエネルギーが高くなるにつれて、計算と実験の一致は悪くなった。この主要な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子の生成を低く評価することにあることがわかった。

報告書

米国及び旧ソ連の原子力ロケット

安田 秀志; 滝塚 貴和

JAERI-Review 96-015, 37 Pages, 1996/11

JAERI-Review-96-015.pdf:1.94MB

本報告書は米国及び旧ソ連における原子力ロケットの最近の開発状況を調査してまとめたものである。調査は概ね、米国で十数年来開催されている宇宙原子力シンポジウムの論文集に拠っている。原子力ロケット開発の歴史は1955年~1973年までの精力的なNERVA/Rover計画を中心とする第一期と、その後1983~1994年までのSP-100計画を中心とする第二期に大別される。第二期には有人火星探査用の大型原子力ロケットが検討された。従って本書では、第一期の成果を踏まえながら、第二期に実施された技術開発に支えられた概念設計もしくは概念検討の結果を記述した。また、旧ソ連に関しては、すでに6kWの宇宙用電源として開発し、飛行試験を行っているTOPAZ-2を中心として紹介した。

報告書

第1回「中性子科学研究計画」に関するワークショップ論文集; 1996年3月12日~3月13日,東海研究所,東海村

安田 秀志; 東稔 達三; 水本 元治

JAERI-Conf 96-014, 234 Pages, 1996/09

JAERI-Conf-96-014.pdf:9.7MB

原研では、陽子ビームから生成される強力な中性子源を利用して広範囲の基礎研究と消滅処理等の原子力技術開発の展開を図るために、大強度陽子加速器の開発を進めており、さらに、ビーム利用の各種研究施設についても構想の検討を始めている。この検討の現状について原研内外の専門家を交えた議論を行うため、標記のワークショップを平成8年3月に東海研究所で開催した。プログラムは8分野のセッションで、1)加速器、2)中性子散乱、3)ターゲット、4)材料照射、5)ミューオン・中間子、7)中性子核物理、8)消滅処理に分かれ、26件の講演から構成され、昨年以降の検討結果を中心に議論が持たれた。本論文集は、このワークショップでの発表内容に沿って提出された論文を編集したものである。

論文

Proposal of neutron science research program

鈴木 康夫*; 安田 秀志; 東稔 達三; 水本 元治

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 2, p.1425 - 1431, 1996/00

原研の中性子科学研究計画では、基礎科学と原子力研究を加速エネルギー1.5GeV、平均電流10mAの大強度陽子加速器を利用して実施する。研究施設としては、中性子散乱研究のための熱・冷中性子施設、材料科学のための中性子照射施設、核データ測定のための中性子核物理施設、消滅処理等のためのオメガ・核エネルギー施設、核物理研究のための核破砕RIビーム施設、加速器技術開発や医療応用研究のための中間エネルギービーム施設及び中間子・ミューオン施設である。線形陽子加速器の研究開発はすでにイオン源、RFQ加速部及びDTL加速部の一部について実施している。中性子科学研究計画に係る概念設計と研究開発は1996年に開始した。建設は2期に分けて行う。第1期の完成は2003年であり、基本的には現状技術を活用して1.5GeV、1mAの陽子ビームを発生させる。

論文

Neutron science research project in JAERI

鈴木 康夫*; 大山 幸夫; 佐々 敏信; 安田 秀志; 滝塚 貴和; 水本 元治; 渡辺 昇*; 向山 武彦; 鈴木 邦彦; 東稔 達三

Application of Accelerators in Research and Industry, 0, p.1115 - 1118, 1996/00

原研では、中性子科学研究計画を将来の大型研究プロジェクトとして提案している。このプロジェクトは新しい基礎科学と原子力研究を大強度陽子加速器によって開拓しようとするものである。中性子科学研究計画は、超伝導陽子加速器、ターゲットシステム、利用研究施設からなる。大強度陽子加速器は1.5GeV、10mA程度が想定されている。利用研究計画としては、基礎研究としては、構造生物学、物質科学の中性子散乱、中性子核物理、スポレーションRI核物理、原子力研究では、核廃棄物消滅処理施設のための研究開発、照射実験などが検討されている。すでに、大強度陽子加速器の入射部についてのR&Dに着手され、10年後の完成をめざして計画を進めている。

論文

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$ of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$を室温(21$$^{circ}$$C)と200$$^{circ}$$Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21$$^{circ}$$CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200$$^{circ}$$Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

報告書

Compilation report of VHTRC temperature coefficient benchmark calculations

安田 秀志; 山根 剛

JAERI-Research 95-081, 32 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-081.pdf:1.28MB

本報告書はIAEA協力研究計画の下に準備した高温ガス炉の炉物理ベンチマーク問題に対する各参加研究機関の計算結果を編集したものである。ベンチマーク問題は低濃縮ウラン被覆粒子燃料、黒鉛ブロック構造の臨界集合体VHTRCを常温から200$$^{circ}$$Cに昇温する場合の増倍係数、反応率等を算出することを課題にしたものであり、JAERI-Data/Code 94-013に報告されている。平成7年8月までに5ヶ国7機関が解析しており、これらの結果を比較できるようにまとめた。研究機関ごとに核データ、解析モデル計算コードが異なるため得られた値には差が見られるものの、実効増倍数係数では1%、反応温度係数では13%以内で実験値と一致することが確かめられた。

報告書

VHTRC temperature coefficient benchmark problem

安田 秀志; 山根 剛; 佐々 敏信

JAERI-Data/Code 94-013, 17 Pages, 1994/10

JAERI-Data-Code-94-013.pdf:0.77MB

低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の炉物理パラメータの計算精度を検討評価する資料とするため、IAEA協力研究計画(CRP)の一環としてベンチマーク問題を作成した。この問題はピンインブロック型炉である高温ガス炉臨界実験装置VHTRCに主として4%濃縮ウラン被覆粒子燃料を装荷して実施した炉心昇温実験に基づいて作成した。VH1-HP問題では常温から200$$^{circ}$$C間での5段階の温度ステップに対して、それぞれの臨界未満度から温度係数を算出することを求めており、VH1-HC問題で常温及び200$$^{circ}$$Cでの臨界状態での実効増倍係数を算出することを求めている。上記両問題ではさらに、スペクトル指標等のセル計算の結果を出すことも求めている。比較に供するため、主な計算結果に対応する実験結果も示した。

論文

21世紀の原子力を予測する; 宇宙原子力

安田 秀志; 菱田 誠; 滝塚 貴和

原子力工業, 38(1), p.53 - 59, 1992/01

21世紀中葉における宇宙開発状態を予想することにより、必要なエネルギー源が示され、原子力に依存する以外に考えられないと説いた。宇宙では、地球周囲軌道での研究、開発、材料生産、通信等を挙げ、月面、火星基地での工業規模の熱及び電力並びに往還ロケット推進力を挙げ、さらに深宇宙探査用の推進・観測、試料採取を挙げ、原子力エネルギーの広範な利用形態を紹介した。宇宙活動における放射線被曝と遮蔽に関しても原子力技術が貢献できると記した。このほか月面から核融合燃料として有望なヘリウム3が回収して来ることになろうと述べた。

論文

最近の宇宙用原子炉発電システム

滝塚 貴和; 安田 秀志; 菱田 誠

日本原子力学会誌, 33(2), p.116 - 123, 1991/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

人類の宇宙への進出にとって大出力の電源が不可欠であり、太陽エネルギーに較べて、原子力が有利だとされている。このため、米国、ソ連等では宇宙用原子炉発電システム(宇宙炉)の開発をかなり以前から実施してきた。本解説では、宇宙炉の一般的特徴を示し、また、米国で実施中のSP-100計画におけるシステム等を例として、安全性を重視した最近の設計内容を紹介した。このほか、宇宙炉の利用例として、月面基地電源、火星探査等のロケット推進動力源、レーザーによる宇宙遠隔送電システム等の概念についても紹介した。

論文

高温工学試験研究炉の設計と研究開発

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 安田 秀志; 菱田 誠; 宮本 喜晟; 若山 直昭; 篠原 慶邦; 占部 茂美*; et al.

日本原子力学会誌, 32(9), p.847 - 871, 1990/09

高温ガス炉は高温熱供給、高い固有の安全性、燃料の高燃焼度等の優れた特徴を有し、第2世代の原子炉として期待されている。我が国では、1969年以来、日本原子力研究所を中心に高温ガス炉の研究開発が行われてきたが、高温ガス炉の技術基盤の確立・高度化および高温に関する先端的な基礎研究を行うために熱出力30MW原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを目指した高温工学試験研究炉(HTTR)を建設することとなり、その準備が着々と進められている。この機会に、HTTRの設計の概要とその特徴およびHTTRの設計・建設のために蓄積してきた関連研究開発の成果を紹介する。

論文

Measurement of overall temperature coefficient of reactivity of VHTRC-1 core by pulsed neutron method

山根 剛; 安田 秀志; 秋濃 藤義; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.122 - 132, 1990/02

高温工学試験研究炉(HTTR)の核的温度特性に関する設計計算精度を検証するために、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、VHTRC-1炉心の反応度温度係数を測定した。VHTRCは、低濃縮二酸化ウラン被覆粒子を用いたピン・イン・ブロック型燃料の炉心をもつ臨界集合体である。集合体全体を電気加熱により昇温して、200$$^{circ}$$Cまでの温度上昇に伴う反応度変化をパルス中性子法により測定し、等温条件下での反応度温度係数を求めた。その結果、反応度温度係数は25$$^{circ}$$C~200$$^{circ}$$Cの範囲で平均-1.71$$times$$10$$^{-4}$$$$Delta$$k/k/$$^{circ}$$Cであり、またその絶対値は高温領域に比べて室温付近で20%小さくなった。SRACコードシステムにより核データとしてENDF/B-IVを用いて解析したところ、計算はこの実験結果をよく再現することができた。

論文

Conceptual study of a very small reactor with coated particle fuel

安田 秀志; 神野 郁夫; 松村 和彦*; 滝塚 貴和; 小川 徹; 金子 義彦; 青木 英人*; 尾崎 修*; 荒木 達雄*; 楮 修*; et al.

J. Space Technol. Sci., 5(2), p.5 - 14, 1990/00

宇宙用の超小型炉発電システムの概念の提起を行なった。打ち上げ時の安全性を確保するため被覆粒子燃料は炉心と分離してロケットに積まれる。炉心で発生した熱はリチウムヒートパイプを使って熱電変換器に運ばれ5.4%の熱効率で約80kWeの発電を行う。熱電変換器の二次側はカリウムヒートパイプにより除熱され、ラジエータで空間へ熱放射される。熱電変換器は48パネルで450kg、二次側ヒートパイプと放熱面積72m$$^{2}$$、質量500kgとなった。また、将来技術として期待できるアルカリ金属熱電変換器及び液滴放熱器についても検討を行い、約4倍の電力を発生できる見通しを得た。なお、これらの発電システムの形状、質量は現在日本で開発中のHIIロケットにより打ち上げが可能であることが判った。

論文

高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の初装荷炉心における臨界実験

秋濃 藤義; 山根 剛; 安田 秀志; 吉原 文夫; 金子 義彦

日本原子力学会誌, 31(6), p.682 - 690, 1989/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.23(Nuclear Science & Technology)

HTTRの基本的な核特性を把握するため、VHTRCの初装荷炉心VHTRC-1炉心において、1)常温及び200$$^{circ}$$Cの臨界質量、2)制御棒及び可燃性毒物棒模擬体の反応度価値、3)中性子束分布、4)動特性パラメータ等の炉物理量の測定を行った。実験解析は核データにENDF/B-IVを採用しSRACコードを用いて行った。

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