検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Experiment and analyses for 14 MeV neutron streaming through a dogleg duct

山内 通則*; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 和田 政行*; 佐藤 聡; 西谷 健夫

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.542 - 546, 2005/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.02(Environmental Sciences)

核融合炉にはRF加熱ポートや計測用プラグ周りの間隙等、屈曲を設けた放射線ストリーミング経路が幾つかあり、遮蔽設計上の問題となる。モンテカルロ計算はストリーミング効果の詳細評価に重要であるが、一方簡易計算はストリーミング効果を軽減するための設計オプションの選定に有効である。実験と解析によりこれらの計算法の信頼性を評価した。実験は原研FNSの14MeV中性子源により、高さ170cm,幅140cm,厚さ180cmの遮蔽体に断面が30cm$$times$$30cmの2回屈曲ダクトを設けた体系で行った。モンテカルロ計算は実験体系,線源周り構造体、及び実験室を詳細にモデル化し、MCNP/4CコードとFENDL/2及びJENDL-3.3ライブラリーを用いて行った。実験値との差は30%以内であった。簡易計算はDUCT-IIIコードによって行った。その結果は屈曲によるストリーミング成分の変化を良好に再現し、充分な信頼性を持つことを確認した。すなわち、モンテカルロ計算法とともに簡易計算法もまた遮蔽設計評価のために有効な役割を果たすと期待できる。

論文

Dogleg duct streaming experiment with 14 MeV neutron source

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 西尾 隆志*; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.42 - 45, 2004/03

ITERには計測やRF加熱のために複雑な屈曲ダクトが数多く設けられており、これらのダクトを通してストリーミングする放射線による周辺線量率への影響評価は遮蔽設計上重要な課題である。これまでFNSでは多くのストリーミング実験が実施されてきたが、屈曲ダクトについては検討がまだ不十分であり、本研究では実験とその解析により中性子挙動を解明し、モンテカルロ輸送計算法の信頼性を評価した。実験体系は170$$times$$140$$times$$180cmの寸法で、30$$times$$30cmの断面の屈曲ダクトを設け、放射化箔でダクト内の中性子束分布とエネルギースペクトルを測定した。計算では線源構造,ターゲット室及び実験体系を詳細にモデル化し、MCNPコードとFENDLライブラリーを用いたモンテカルロ計算により解析を行った。それにより、放射化反応率の実験値と計算値の差はおおよそ30%以内に収まることがわかった。結論として、MCNPコードによる屈曲ダクトのストリーミング計算は、ITERの遮蔽設計に充分適用可能であると考えられる。

論文

Shutdown dose evaluation experiment for ITER

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.61

ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10$$^6$$秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10$$^6$$秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。

論文

Neutronics experiments for DEMO blanket at JAERI/FNS

佐藤 聡; 落合 謙太郎; 堀 順一; Verzilov, Y. M.; Klix, A.; 和田 政行*; 寺田 泰陽*; 山内 通則*; 森本 裕一*; 西谷 健夫

Nuclear Fusion, 43(7), p.527 - 530, 2003/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:60.11(Physics, Fluids & Plasmas)

原研FNSのDT核融合中性子線源を用いて、原型炉ブランケットに関する中性子工学実験を行った。ブランケット内トリチウム生成実験とシーケンシャル反応断面積測定実験を行った。「ブランケット内トリチウム生成実験」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。モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと核データJENDL-3.2による計算値は実験値より1.2~1.4倍過大評価であり、その原因解明のために、ベリリウムの(n, 2n)反応の二重微分断面積については再検討の必要性を示す結果が得られた。「シーケンシャル反応断面積測定実験」冷却水からの反跳陽子による冷却水配管表面のシーケンシャル反応率を、鉄,銅,チタン,バナジウム,タングステン,鉛に対して測定した。冷却水配管表面のシーケンシャル反応率は、材料自身のシーケンシャル反応率に比べて、一桁以上増加することを明らかにした。

論文

Development of in-vessel neutron monitor using micro-fission chambers for ITER

山内 通則*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 堀 順一; 海老澤 克之*; 河西 敏; Walker, C.*

Review of Scientific Instruments, 74(3), p.1730 - 1734, 2003/03

 被引用回数:19 パーセンタイル:28.33(Instruments & Instrumentation)

ITERの核融合出力モニターとして、真空容器内にマイクロフィッションチェンバーの設置が計画されている。このモニターシステムの応答はプラズマの位置と形状に不感である必要があり、モンテカルロ計算によりブランケット背後の適当な取り付け位置を選定した。その他ITERの要求条件を考慮して、12mgの二酸化ウランを用いたマイクロフィッションチェンバーとウランのないダミーチェンバーを設計・試作し、設計仕様に対する基本性能と14MeV中性子及び$$gamma$$線に対する応答特性を試験するとともにITER環境における性能を評価した。その結果、パルス計数モードとキャンベルモードにより中性子に対する良好な直線性と約1msの時間応答性が確認できた。また$$gamma$$線に対する感度が低く、$$gamma$$線に対する補償がなくても中性子計測が可能なこと、遮蔽体により中性子スペクトルが変化してもこれらの応答特性が確保できることなどがわかり、ITERの出力モニターとして使用できる見通しが得られた。

論文

Radioactivity production around the surface of a cooling water pipe in a D-T fusion reactor by sequential charged particle reactions

堀 順一; 前川 藤夫; 和田 政行*; 落合 謙太郎; 山内 通則*; 森本 裕一*; 寺田 泰陽; Klix, A.; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.271 - 276, 2002/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.86

核融合将来炉の廃棄物処理及び安全設計を推進するためには、核融合炉材料に対して一次中性子反応のみならずシーケンシャル反応による放射能生成過程を考慮することは重要である。特に冷却材の水によって多数の反跳陽子が生成される冷却管表面においては、シーケンシャル反応によって望ましくない放射化物の生成が顕著となることが懸念される。このような背景から、本研究では冷却水を模擬したポリエチレン板に核融合炉材料箔(V,Fe,W,Ti,Pb,Cu)を層状に積み重ねた試料に対して14MeV中性子照射を行い、シーケンシャル反応生成物である51Cr,56Co,184Re,48V,206Bi,65Znの実効生成断面積及び生成量の深さ分布を求め、計算値との比較を行った。現在解析中であるため、結果は講演にて報告する。

論文

Decay heat measurement of fusion related materials in an ITER-like neutron field

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 前川 藤夫; 和田 政行*; 西谷 健夫; 竹内 浩

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1052 - 1056, 2002/12

 パーセンタイル:100

崩壊熱を正しく予測することは、ITERの事故時安全性の確保のうえで重要である。特に、銅,ステンレス鋼,タングステンの崩壊熱については精度15%以内で予測する必要がある。本研究では、これらのうち銅とステンレス鋼をITERを模擬した中性子スペクトル下で照射し、その崩壊熱を全エネルギー吸収スペクトロメーターで測定した。測定結果を中性子輸送計算コードMCNPによる予測値と比較した結果、崩壊熱を正しく評価するには、銅及びステンレス鋼ともに共鳴吸収に対する自己遮へい効果を適切に考慮する必要があることがわかった。

論文

Neutronics experiment of $$^{6}$$Li-enriched breeding blanket with Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$/Be/F82H assembly using D-T neutrons

落合 謙太郎; Klix, A.; 堀 順一; 森本 裕一*; 和田 政行*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1147 - 1150, 2002/08

核融合DEMO炉の増殖ブランケットの概念設計として熱化ブランケットデザインが挙げられてる。熱化ブランケットではトリチウムの増殖を行うために、リチウム6の濃縮が不可欠となっている。今回FNSではリチウム6同位体を濃縮した増殖材の候補材である濃縮チタン酸リチウム材を用い、ブランケット体系による核融合中性子照射実験を行い、濃縮チタン酸リチウム材で生成される。トリチウム量の精度を検証する実験を行うことで、ブランケットの設計尤度を検証を行った。また併せて、構造材候補であるフェライト鋼(F82H)の放射化実験も同じ体系で行った。実験の結果、トリチウムの生成は計算と10%の範囲内で一致し、設計尤度が10%程度であることを示した。また、フェライト鋼の放射化精度も計算の10%以内であることがわかった。

論文

Tritium measurements for $$^{6}$$Li-enriched Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ breeding blanket experiments with D-T neutrons

Klix, A.; 落合 謙太郎; 寺田 泰陽; 森本 裕一*; 山内 通則*; 堀 順一; 西谷 健夫

Fusion Science and Technology, 41(3, Part2), p.1040 - 1043, 2002/05

核融合原型炉ブランケット増殖材の最有力候補の一つはリチウム-6濃縮チタン酸リチウムである。それゆえ、核融合中性子照射によって生成されるリチウム-6濃縮チタン酸リチウム中のトリチウム生成量を実験と計算から評価することはトリチウム増殖率の精度評価を行う際に必要である。原研FNSではベリリウムと低放射化フェライト鋼による層構造のブランケット模擬体系中にリチウム-6(95%)濃縮チタン酸リチウムペレットを設置し核融合中性子照射によって生成されるペレット中のトリチウム量を化学処理とシンチレーションカウンター法の組合せによる$$beta$$線測定を行い、トリチウムの生成量を測定し、核データとモンテカルロ輸送計算との比較を行った。実験及び計算結果から、トリチウムの全生成量精度は誤差10%程度で一致する結果を得た。また、各試料位置に対する局所的なトリチウム生成量の精度も誤差約10%程度の精度で得られており、核融合中性子のすべてのエネルギー領域に対して、トリチウム生成量の精度が10%程度の誤差範囲であることが明らかとなった。本発表にて実験体系と測定システム及び検証精度について詳細に紹介する。

報告書

Performance test of micro-fission chambers for in-vessel neutron monitoring of ITER

山内 通則*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 堀 順一; 海老澤 克之*; 河西 敏

JAERI-Tech 2002-032, 41 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-032.pdf:2.62MB

ITER(ITER-FEAT)真空容器内の中性子モニターの開発を目的として、12mgの二酸化ウランを用いたマイクロフィッションチェンバーとウランのないダミーチェンバーを製作し、性能試験を行った。基本性能として、MIケーブルを取り付けたダミーチェンバーの真空リーク率、チェンバー内の導体と外側容器の絶縁性能、50Gまでの加速度に対する耐性はいずれも設計要求条件を満たした。$$gamma$$線に対する感度試験は日本原子力研究所高崎研究所の60Coガンマ線照射装置によって行った。それによれば、ITER-FEATブランケット背後の環境で、$$gamma$$線に対する感度は中性子に対する感度の0.1%以下と評価できた。また14MeV中性子に対する検出器の応答は東海研究所の核融合中性子源(FNS)によって試験した。その結果、20$$^{circ}C$$(室温)から250$$^{circ}C$$までの範囲で計数率と中性子束の良好な直線性が確認できた。遮蔽体がある場合の検出器応答は遮蔽ブランケットの模擬体を用いて試験を行い、MCNP計算の結果と良く一致したデータが得られた。それによると中性子の減速により検出器の感度は上昇するが、遮蔽体の変動による感度の変化は小さい。結論として、本マイクロフィッションチェンバーはITER-FEATの中性子モニターとして充分な性能を有することがわかった。

論文

Benchmark experiment on silicon carbide with D-T neutrons and validation of nuclear data libraries

前川 藤夫; 落合 謙太郎; 柴田 圭一郎*; 春日井 好己; 和田 政行*; 森本 裕一*; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.595 - 600, 2001/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.22

核融合炉の低放射化構造材料として考えられているSiCについて、原研FNSのD-T中性子源を用いた中性子工学ベンチマーク実験を行った。断面積457$$times$$457mm,厚さ711mmの実験体系に14-MeV中性子を入射し、体系内において中性子及び$$gamma$$線に関する諸量を測定した。実験解析をMCNP-4B輸送計算コード、及びJENDL3.2, JENDL Fusion File, FENDL/E-1.0, FENDL/E-2.0の評価済み核データファイルを用いて行い、これら核データの精度評価を行った。その結果、(1)FENDL/E-1.0はkeV$$sim$$MeVエネルギーの中性子束を大幅に過小評価する。(2)FENDL/E-2.0は1MeV以上の中性子束を深さとともに多少低めに計算する一方、(3)JENDL-3.2とJENDL Fusion Fileは全体にわたり実験値と良い一致することがわかった。

報告書

核融合炉開発計画における核融合中性子工学の役割; 核融合炉発電を目指して

中村 博雄; 森本 裕一*; 落合 謙太郎; 杉本 昌義; 西谷 健夫; 竹内 浩

JAERI-Review 2000-016, 47 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-016.pdf:3.15MB

本研究計画は、第三段階核融合研究開発基本計画における核融合中性子工学に関する研究の具体化を目的としている。核融合原型炉実現までの核融合中性子工学における研究開発の全体像を明らかにして、効率的な研究開発の推進に資する。また、ブランケット・材料開発計画での核融合中性子工学の役割を明確にする。本計画書では、研究開発として、ブランケット・材料開発での遮蔽・増殖性能、種々の材料に関する核特性の研究評価、センサー材料・絶縁材料等の機能性材料、構造材料の照射基礎過程の研究、炉内計装技術の開発研究について述べた。また、その研究開発に必要な照射装置については、現在の主力装置の核融合中性子源施設(FNS)の利用法と改造計画、今後の主力となる国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発研究についての記述した。

報告書

沸騰水型原子炉の炉心核熱水力特性解析コードCOREBN-BWRの開発

森本 裕一*; 奥村 啓介

JAERI-M 92-068, 107 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-068.pdf:2.79MB

沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コードCOREBN2に、(1)減速材ボイド率を考慮した巨視的断面積計算機能、(2)炉心内流量配分、減速材ボイド分布、熱的余裕計算機能、(3)Halingの原理に基づく炉心燃焼計算機能、(4)炉心、燃料の熱水力に関する情報の管理機能等を追加し、BWR炉心の燃焼解析を可能としたものである。本報告書は、改良にあたり採用した計算モデル、入力データの作成方法、計算の実行方法と入力例についてまとめたものである。

報告書

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心の基本特性評価

森本 裕一*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄

JAERI-M 92-067, 35 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-067.pdf:1.06MB

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心について、基本的な炉心特性を評価するため、Halingの原理に基づき、熱水力計算と結合した三次元炉心燃焼計算を行った。1.0に近い高い転換比を達成するため、本炉心の実効的な減速材対燃料体積比を0.25程度と小さくし、また、正の冷却材ボイド反応度係数を低減させるため、炉心は軸方向ブランケット部と核分裂性燃料部の多重層として構成される。燃焼解析の結果、冷却材ボイド反応度係数は均質炉に比べて負側へ移行できることを確認した。また、取出し燃焼度を45GWd/tとした場合、提案炉心の核分裂性プルトニウム残存比は1.03となる。

14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1