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論文

Prototype manufacturing of small tritium target inside JAEA

田中 滋; 阿部 雄一; 川邊 勝; 沓掛 忠三; 荻沼 義和; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.338 - 341, 2010/08

日本原子力研究開発機構内で核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用している小型トリチウムターゲット製作のR&Dを行っている。トリチウムターゲットは銅基盤にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸着させたものである。チタンは酸素に活性であり、空気に触れると直ちに数$$mu$$mの酸化膜を形成する。最初はこの酸化膜がトリチウム吸着を妨げていると考え、アルゴンガスによるチタン表面の放電洗浄を行った。しかし数多くの重水素吸着テストを通して、トリチウム吸着を妨げているのは酸化膜というよりも空気中の水分であることがわかった。このため次の手順が必要である。(1)トリチウム吸着容器内のアウトガスを十分行うこと。(2)チタンが蒸着された基盤の取扱は湿度を3%以下に保つこと。(3)チタンが蒸着された基盤は真空中で保管すること。この方法で製作したトリチウムターゲットのFNS加速器の重陽子ビーム照射によるDT中性子発生量は、チタン表面を放電洗浄したものと同じであった。これにより小型トリチウムターゲットの製作条件は確立した。

論文

Measurement of reaction rate distribution in partial mockups for the ITER TBM with DT neutrons

佐藤 聡; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 立部 洋介; 大西 世紀; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; et al.

Fusion Science and Technology, 56(1), p.227 - 231, 2009/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Nuclear Science & Technology)

これまでにFNSで行ってきたブランケット核特性実験において、FNSのDT中性子線源の周囲に反射体を設置した実験等で、トリチウム生成率の計算結果は、実験結果を10%以上過大評価していた。これらの過大評価の原因として、鉄やベリリウムでの後方散乱中性子の計算に問題がある可能性を指摘してきた。本研究では、この問題が他の実験データでも現れるかどうかを調べるために、放射化箔法を用いて、ITERテストブランケットモジュールを模擬したベリリウム体系とSUS体系の2つの模擬体系を用いて、各々、反射体あり及びなしの条件でDT中性子照射実験を行い、体系内の金とニオブの反応率分布を測定した。実験の解析は、モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.1で行った。金の反応率の計算結果は、ほとんどの位置で実験結果と7%以内で一致した。反射体ありの実験での計算結果と実験結果の比は、反射体なしの実験での比に比べて、高くなる傾向を示した。ニオブの反応率に関しては、反射体ありの実験での計算結果と実験結果の比と、反射体なしの実験での比との間で、有意な違いは見られなかった。詳細な結果を、本会議にて発表する。

論文

Positron annihilation lifetime measurements of vanadium alloy and F82H irradiated with fission and fusion neutrons

佐藤 紘一*; 井上 和也*; 義家 敏正*; Xu, Q.*; 若井 栄一; 沓掛 忠三; 落合 謙太郎

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.203 - 205, 2009/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.16(Materials Science, Multidisciplinary)

室温又は473Kの高温において、V-4Cr-4Ti合金,F82H鋼,ニッケル及び銅に核分裂中性子と核融合中性子をそれぞれ照射し、陽電子消滅寿命測定法による欠陥構造を解析することで、ミクロ組織構造の変化について調べた。測定結果から以下のことが明らかとなった。残留欠陥の総量を反映するポジトロンの平均寿命は照射量とともに増加した。室温下で照射されたニッケルからはカスケード損傷による効果が観測された。473Kの核分裂中性子照射では欠陥クラスターの大きさとその量は、はじき出し率による影響を受けなかった。10$$^{-6}$$から10$$^{-3}$$dpaの範囲における473Kで照射されたV-4Cr-4Ti合金は欠陥クラスターを形成しなかった。F82Hの場合、欠陥成長が既存の欠陥によって抑制される。核分裂中性子照射によるポジトロンの平均寿命は473Kでの核融合中性子照射よりも寿命が短いことが明らかとなった。多くの密集したサブカスケードが核融合中性子照射によって形成され、大きな欠陥クラスターへ成長しないことが明らかとなった。

報告書

Characterization of the DD-neutron source for the 80 degrees beam line of the Fusion Neutronics Source (FNS)

近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 今野 力

JAEA-Technology 2008-088, 90 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2008-088.pdf:26.83MB

FNS施設において、重水素化チタンターゲットを用いたd-D中性子源を核融合中性子工学研究に利用するために、d-D中性子源の中性子発生特性の評価を行った。d-D反応による中性子の生成を反応の運動学に基づいて記述した。またMCNP計算のためにターゲットアッセンブリーを詳細にモデル化した。このMCNP計算の妥当性を確認するために、中性子源からの放出強度の角度分布を放射化箔法によって測定した。放射化箔の反応率はMCNPによる計算値とよく一致し、本計算の有効性を確認した。本計算の結果から、DD中性子を用いた実験の解析をMCNPで行うためのソース項を作成した。

論文

D-T neutron streaming experiment simulating narrow gaps in ITER equatorial port

落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 飯田 浩正; 高倉 耕祐; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1725 - 1728, 2008/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.16(Nuclear Science & Technology)

ITER/ITAタスクにおいて、ITER真空容器壁と水平ポートプラグの境界にあるギャップ構造を模擬した体系によるDT中性子ストリーミング実験を実施した。ギャップ空間の高速及び低速中性子を測定するためにマイクロフィッションチェンバーと放射化箔による核分裂率及び反応率測定を行った。実験解析にはモンテカルロ計算コードMCNP4C並びにSn計算コードTORT, Attilaを用いた。核データライブラリはFENDL-2.1を採用した。実験結果から以下のことが明らかになった。(1)MCNP, TORT及びAttilaによる高速中性子輸送計算は深さ約100cmまで精度よく評価できる。(2)Sn計算コードTORT及びAttilaではupward biasedあるいはlast collided線源計算手法が不可欠である。

論文

Progress in neutronics studies for the water cooled pebble bed blanket

西谷 健夫; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 今野 力

Fusion Science and Technology, 52(4), p.791 - 795, 2007/11

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

核融合中性子源FNSを用いて、水冷却固体増殖型のITERテストブランケットモジュールの開発のための中性子工学研究を行っている。これまでの研究では、チタン酸リチウムの増殖材,ベリリウムの増倍材,低放射化フェライト鋼F82Hの構造材の平板模擬体系を用いた実験を行ったが、今回はさらに、水冷却層と増殖材ペブル層を加えた実験を実施した。模擬体系にD-T中性子を照射し、増殖材層中に埋め込んだ、炭酸リチウムのペレットを照射後取り出し、トリチウム生成率を測定し、中性子モンテカルロ計算と比較した結果、5%の範囲内で一致することを確認した。またITERテストブランケットモジュールの中性子計装の検討を行った。ITERの環境下でテストブランケットモジュールの核特性の確認を行うためには、ブランケット内の中性子束とスペクトルを測定することが不可欠であり、それぞれマイクロフィッションチェンバーと小型の放射化箔気送管装置を提案した。

論文

Neutronics experimental study on tritium production in solid breeder blanket mockup with neutron reflector

佐藤 聡; Verzilov, Y.*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 荻沼 義和*; 川辺 勝*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.657 - 663, 2007/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.65(Nuclear Science & Technology)

固体増殖材ブランケット中のトリチウム生成率に関する予測精度を評価するために、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、中性子工学積分実験を行っている。本研究では、DT中性子源の周囲に、核融合炉を想定した反射体を設置し、濃縮増殖材(チタン酸リチウム)2層,ベリリウム3層から成るブランケットモックアップを用いて、核特性実験を行った。トリチウム検出器として、濃縮増殖材(炭酸リチウム)ペレットを適用し、トリチウム生成率分布を詳細に測定した。モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.0及びJENDL-3.3を用いて、数値計算シミュレーションを行った。トリチウム生成率の計算結果の実験結果に対する比(C/E)は0.97$$sim$$1.17、積算トリチウム生成量のC/Eは1.04$$sim$$1.09であった。積算トリチウム生成量は、最新のモンテカルロ計算コード及び核データを用いることによって、10%以内の精度で予測できることがわかった。

論文

Surface analysis for the TFTR Armor tile exposed to D-T plasmas using nuclear technique

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 近藤 恵太郎; Verzilov, Y.*; 佐藤 聡; 山内 通則; 西 正孝; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/03

核融合炉におけるプラズマ対向壁表面の粒子挙動は、プラズマ制御や燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においてはトリチウムインベントリ評価のうえでも重要となる。本研究では、イオンビーム核反応分析法,イメージングプレート法,燃焼法及び放射化分析法を用いて、DT放電実験で使用したTFTRプラズマ対向壁に保持されている水素同位体,リチウム同位体及び不純物の定量分析結果について報告する。トリチウムと重水素では深さ分布が異なることがわかり、トリチウムの多くは表面に保持されていることがわかった。また、リチウムについてはリチウム-6が多く、これは、リチウムコンディショニングの際、リチウム-6濃縮ペレットも使用されているためであると考えられる。さらに、その他の不純物の分析を行ったが、有意な量は検出されなかった。これらの実機対向壁表面分析によって、プラズマ制御やインベントリー評価にとって重要な元素分布や保持量を明らかにすることができた。特に、トリチウムは対向材深部へ拡散せず、表面付近に保持されており、これはトリチウム除去の点でよい見通しを与えるものである。

論文

Ion and neutron beam analyses of hydrogen isotopes

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 近藤 恵太郎*; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.227 - 231, 2006/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.04(Nuclear Science & Technology)

水素同位体は、プラズマ対向機器の表面領域において、燃料粒子リサイクリングやプラズマ運転条件を考えるうえで重要な役割をはたす。この点に着目して、日本原子力研究所FNSでは、2002年から核融合炉関連機器のための元素分布分析を開始している。本研究では、表面領域での水素同位体挙動を明らかにするために、D-Tプラズマに曝されたTFTRタイル内のトリチウム深さ分布分析をFNSにて行った。イオンビームを用いた核反応分析の結果、4種類の元素すなわち重水素,トリチウム,リチウム6及びリチウム7が検出された。測定されたエネルギースペクトルから各元素の深さ分布を計算したところ、重水素とリチウムが表面から1$$mu$$mまで一様に分布しているのに対し、トリチウムは0.5$$mu$$mにピークを持つ分布であることがわかった。また、TFTRタイルの表面領域は深部に比べて1桁高い量のトリチウムを保持していることがわかった。

論文

Development of a new fusion power monitor based on activation of flowing water

Verzilov, Y. M.; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 阿部 雄一

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1477 - 1483, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.23(Nuclear Science & Technology)

水中の酸素(O-16)は14MeV中性子による(n,p)反応により放射性核種N-16を生成する。これまでN-16からの$$gamma$$線を測定する方法が開発されてきたが、$$gamma$$線検出器への中性子の影響を防ぐために$$gamma$$線検出器を核融合炉から十分(10$$sim$$20m)に離す必要があった。その場合、水の輸送時間だけ検出時間が遅れることになる。その遅れをできるだけ小さくするために、N-16が$$beta$$崩壊する時に放出される高エネルギー電子により水がチェレンコフ発光することに着目し、そのチェレンコフ光を核融合炉から十分に離れた光検出器に導く手法を考案した。しかしチェレンコフ光は、紫外域が中心であるため光ファイバーによる減衰が大きい。そこでチェレンコフ光を一旦波長シフトファイバーで受け可視光に変換して光検出器へ伝送する方式を採用した。試作した検出器は14MeV中性子源FNSで特性を測定し、十分な検出器効率と時間分解能を有していることを確認した。

論文

Deuterium depth profiling in JT-60U W-shaped divertor tiles by nuclear reaction analysis

林 孝夫; 落合 謙太郎; 正木 圭; 後藤 純孝*; 沓掛 忠三; 新井 貴; 西谷 健夫; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 349(1-2), p.6 - 16, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:35.66(Materials Science, Multidisciplinary)

核反応分析法(NRA)を用いてJT-60Uダイバータ部のプラズマ対向壁に用いられている炭素タイル中の重水素保持量深さ分布を測定した。最も重水素濃度が高かったのは外側ドームウィングタイルでD/$$^{12}$$Cの値は0.053であり、その重水素蓄積過程は炭素-重水素の共堆積によるものと推定された。また外側及び内側のダイバータターゲットタイルにおいてはD/$$^{12}$$Cは0.006以下であった。軽水素を含めた水素同位体の濃度については、NRA及びSIMS分析結果からドーム頂部タイルの(H+D)/$$^{12}$$Cを0.023と推定した。一方OFMC計算を用いてNBIで入射した高エネルギー重水素がドーム領域に打ち込まれることを示した。また重水素の打ち込みや炭素との共堆積などによる重水素蓄積は、タイルの表面温度や損耗・堆積などの表面状態の影響を受けることを示した。重水素保持量深さ分布,SEM分析及びOFMC計算により、重水素分布はおもに重水素-炭素の共堆積,重水素イオンの打ち込み及びバルクへの拡散の複合したプロセスにより決まることを明らかにした。

論文

核反応分析を用いたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体分布測定

久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫

プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.296 - 301, 2005/04

核融合炉におけるプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体挙動は燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においては安全管理のうえでも同様に重要である。原研FNSでは、核反応分析法を用いて、DD放電で使用されたJT-60Uプラズマ対向壁の分析を試み、ミクロンオーダーでの重水素分布及び、DD反応で生成されたトリチウム分布を明らかにしてきた。本研究では、DT放電で使用されたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の元素深さ分布を測定し、トリチウムの挙動を明らかにすることを目的とした。分析した試料は、TFTR内側リミッタに使用されていた炭素繊維複合材タイルの一部を切り出したものである。核反応分析の結果、重水素とリチウムが一様に分布している一方で、トリチウムは深さ0.5$$mu$$mにピークを持つ分布を示すことがわかった。燃焼法によって報告されたバルクでの平均トリチウム密度と比較すると、タイル表面近傍にはトリチウムが1桁多く保持されていた。DD放電で使用したJT-60のタイルの場合、トリチウムは1.5$$mu$$mより深い場所に蓄積しているのに対し、 DT放電で使用したTFTRのタイルでは表面近くに蓄積しており、低エネルギーのトリチウムがおもに寄与していることを示している。

論文

Measurement of deuterium and tritium retentions on the surface of JT-60 divertor tiles by means of nuclear reaction analysis

落合 謙太郎; 林 孝夫; 沓掛 忠三; 後藤 純孝*; 正木 圭; 新井 貴; 宮 直之; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.836 - 839, 2004/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.37(Materials Science, Multidisciplinary)

FNSでは重陽子加速器ビームによる核反応分析法を用いて、黒鉛実機ダイバータ表面のDとTの保持量及び深さ分布について測定を行った。測定対象である黒鉛ダイバータは2つである。利用核反応と検出荷電粒子はD分布測定の場合、D(d,p)T核反応によるプロトン粒子を、T分布測定の場合はT(d,$$alpha$$)n核反応による$$alpha$$粒子である。D(d,p)T核反応によるプロトンとトリトン及び$$^{12}$$C(d,p)$$^{13}$$Cのプロトンのスペクトルピークが得られており、その検出エネルギーは計算で求まる試料表面からの放出エネルギーとよく一致していることから、重水素が試料表面から$$mu$$mオーダーで深く堆積していることが明らかとなった。これらの収量から重水素の平均保持量は内側ダイバータで約1$$times$$10$$^{17}$$cm$$^{-2}$$であり、トリチウムベータ線の放射能は18kBq/cm$$^{2}$$に相当するという結果を得た。また350keV入射のみアルファスペクトルを得ている結果から、トリチウムの深さ分布については母材2$$mu$$mより深い位置にあると考えられる。

論文

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

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.63

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(1m$$times$$1m)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$$gamma$$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,$$gamma$$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、1.7$$times$$10$$^{11}$$n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1$$mu$$Sv/h,0.01$$mu$$Sv/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$$gamma$$線に関しては6MeVの高エネルギー$$gamma$$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,$$gamma$$)反応によると考えられる。

論文

Tritium distribution measurement of FNS tritium targets by imaging plate

沓掛 忠三; 関 正和; 田中 滋; 荻沼 義和*; 阿部 雄一; 山内 通則*

Fusion Science and Technology, 41(3), p.555 - 559, 2002/05

核融合中性子源(FNS)では、DT中性子発生用のターゲットとして、チタン金属にトリチウムを吸蔵したターゲットを使用している。ターゲットのトリチウム量測定とトリチウム分布を測定することは、中性子発生特性を向上する基礎データとして、また、トリチウムの安全取り扱い上で重要である。FNSではイメージングプレート(IP)を使用し、ターゲットのトリチウム放射能測定と、トリチウム平面分布測定を行った。IPによる測定は、遮光と汚染防止のためポリエチレン・アルミニウムのラミネートシートを使用し、ターゲットから放出される特性X線に1分間露出して測定した。IPの校正は既知の小型トリチウムターゲットを使用し校正を行った結果、トリチウム放射能が0.1GBqから30TBqの範囲で直線性のよい測定が可能であることがわかった。また、使用前後のターゲットのトリチウム分布測定の結果から、中性子発生率の最適化を検討するための、入射イオンビームのフォーカス,トリチウム消耗率の分布測定が可能となった。

論文

研究グループ紹介; 日本原子力研究所那珂研究所核融合工学部核融合中性子工学研究室

西谷 健夫; 沓掛 忠三; 堀 順一

プラズマ・核融合学会誌, 77(6), p.609 - 610, 2001/06

核融合中性子工学研究室は1980年に原研東海研究所原子炉工学部に核融合炉物理研究室として発足し、1999年4月に那珂研究所核融合工学部の組織となった。本研究室では、D-T中性子源Fusion Neutronics Source(FNS)を用いて、核融合の中性子に関連する、各種断面積測定,遮蔽特性,中性子計測法開発,増殖ブランケット核特性等の研究を行っている。FNSは整流器型の加速器を用いた中性子源で、D$$^{+}$$を約400keVに加速し、トリチウムターゲットに当てて、D-T反応により14MeV中性子を発生している。FNSにはターゲット室が2つあります。第1ターゲット室は0.37TBq(10Ci)のトリチウムを吸着させた固定トリチウムターゲットを使用しており、2nsパルスからDCまでの運転が可能で、おもに中性子計測法開発,増殖ブランケット核特性等に使用している。第2ターゲット室には本施設の目玉である37TBq(1000Ci)の回転トリチウムターゲットがあり、おもに材料の中性子照射損傷や各種断面積測定に使用している。

報告書

しきい検出器による速中性子スペクトル測定法

田中 俊一; 沓掛 忠三

JAERI-M 5643, 33 Pages, 1974/03

JAERI-M-5643.pdf:0.91MB

本報告書は、しきい検出器を用いて速中性子スペクトルを測定する方法について集約したもので、しきい検出器の選択の規準、それにもとづいて選んだしきい検出器の諸特性(半減期、分岐比、ガンマ線スペクトル、反応断面積等)および測定値から速中粒子スペクトルを得る方法(Unfolding)としてRDMM法とIterative法について述べた。さらに、しきい検出器を用いてJRR-4炉心内照射孔(T-パイプ)の速中性子スペクトルを測定し、実験誤差、反応断面積、Unfoldingにともなう種々の計算条件について検討した。また一次元SNコード(ANISN)による計算値とスペクトルを比較することにより、しきい検出器による速中性子スペクトル測定法の妥当性、問題点をあきらかにした。

報告書

JRR-4 フラックス・トラップつき炉心における熱中性子束の検討; 実験と解析

大西 信秋; 沓掛 忠三

JAERI-M 4471, 16 Pages, 1971/06

JAERI-M-4471.pdf:0.47MB

JRR-4は、現在最大出力2.5MWで運転されている。その際の利用しうる最大熱中性子束は約4$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$secである。最近、照射実験の増大とRI製造に関連して、より高い熱中性子束の必要性が望まれている。このような実情を考えて、現在の炉心を大幅に変更することなく、熱中性子束を増大する試みの1つとして、炉心中央部にフラックス・トラップを設け、熱中性子束のピーキングを形成する実験を行なった。この報告は、この実験結果と実験にもとずいて行なった解析結果について述べたものである。

口頭

FNSにおけるITER/TBM核特性実験,1; 実験

落合 謙太郎; 佐藤 聡; 高倉 耕祐; 山内 通則*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 川辺 勝*; 今野 力; et al.

no journal, , 

原子力機構では、ITERに設置する水冷却固体増殖材テストブランケットモジュール(ITER/TBM)の研究開発を進めている。TBMは低放射化フェライト鋼(F82H),冷却水,トリチウム増殖材,中性子増倍材(ベリリウム)から構成され、それらが交互に繰り返される複雑な多層構造をしている。トリチウム増殖材としては、$$^{6}$$Liを濃縮したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$あるいはLi$$_{2}$$Oで、直径1mmのペブルが用いられる。FNSではITER/TBMの核特性を明らかにするために、TBMを模擬した体系によるDT中性子照射実験を実施した。炭酸リチウムペレット及び酸化リチウムぺブルによる液体シンチレーションカウンタ法でトリチウム生成率(TPR)を測定し、トリチウム増殖材模擬層における詳細なトリチウム生成率分布を実験的に明らかにした。

口頭

ブランケット核特性研究の進展

佐藤 聡; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 大西 世紀; 飯田 浩正; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 川邊 勝; et al.

no journal, , 

これまでにFNSで実施してきたブランケット核特性実験において、トリチウム生成率の計算結果はほとんどの実験結果と10%以内の高い精度で一致した。しかしながら、線源周囲に反射体を設置した実験等で、計算結果は実験結果を10%以上過大評価した。この過大評価の原因として、後方散乱中性子の計算に問題がある可能性が考えられる。本問題点を確認するために、反射体有り及びなしの条件で、DT中性子照射によるブランケット模擬体系内の金箔とニオブ箔の反応率分布測定を行った。高速中性子束の指標となるニオブの反応率に関しては、反射体有り及びなしの条件で有意の差はなく、計算は実験と10%以内で一致した。一方、低エネルギー中性子の指標となる金の反応率に関しては、反射体なしの実験では、計算は実験と10%以内で一致したものの、反射体有りの実験では、トリチウム生成率の結果と同様に計算は実験を10%以上過大評価しており、これまでの予測を確認できる結果が得られた。併せて、核データライブラリーの角度分布を変更して計算を行い、後方散乱中性子の影響を評価した。これらの後方散乱中性子に特化した実験と計算に関して、本学会にて発表する。

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