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論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Improving the corrosion resistance of silicon carbide for fuel in BWR environments by using a metal coating

石橋 良*; 田邊 重忠*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

沸騰水型原子炉環境における炭化ケイ素(SiC)の耐食性を改善するため、SiCの耐食性に及ぼすコーティングの効果を評価した。SiCは、ジルカロイに比べて水素発生速度や反応熱が低いため、事故耐性燃料の有力な候補材料として期待されている。しかしながら、SiC燃料被覆管やチャンネルボックスを実際に適用するには、いまだに多くの解決すべき課題が残されており、その一つが高温水中での腐食である。SiCは化学的には安定であるが、酸化によって形成されるSiO$$_{2}$$が高温水に溶出する。SiCの溶解速度は非常に低いが、炉水に溶出したSiO2濃度は規制基準値以下に抑制されなければならない。本研究では、非照射条件での高純度水中における腐食試験前後を比較し、SiCの腐食挙動に及ぼす候補コーティング技術の効果を評価した。

論文

Overview of Japanese development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel claddings for BWRs

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09

本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。

論文

Spin-current-driven thermoelectric generation based on interfacial spin-orbit coupling

Yagmur, A.*; 軽部 修太郎*; 内田 健一*; 近藤 浩太*; 井口 亮*; 吉川 貴史*; 大谷 義近*; 齊藤 英治

Applied Physics Letters, 108(24), p.242409_1 - 242409_4, 2016/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.37(Physics, Applied)

The longitudinal spin Seebeck effect (SSE) in Bi $$_{2}$$O$$_{3}$$/Cu/yttrium-iron-garnet (YIG) devices has been investigated. When an out-of-plane temperature gradient is applied to the Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$/Cu/YIG device, a spin current is generated across the Cu/YIG interface via the SSE and then converted into electric voltage due to the spin$-orbit coupling at the Bi$_{2}$$O$$_{3}$$/Cu interface. The sign of the SSE voltage in the Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$/Cu/YIG devices is opposite to that induced by the conventional inverse spin Hall effect in Pt/YIG devices. The SSE voltage in the Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$/Cu/YIG devices disappears in the absence of the Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$layer and its thermoelectric conversion efficiency is independent of the Cu thickness, indicating the important role of the Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$/Cu interface. This result demonstrates that not only the bulk inverse spin Hall effect but also the spin-orbit coupling near the interface can be used for SSE-based thermoelectric generation.

論文

Operational experience of CW SRF injector and main linac cryomodules at the Compact ERL

阪井 寛志*; 江並 和宏*; 古屋 貴章*; 加古 永治*; 近藤 良也*; 道園 真一郎*; 三浦 孝子*; Qiu, F.*; 佐藤 昌人*; 篠江 憲治*; et al.

Proceedings of 56th ICFA Advanced Beam Dynamics Workshop on Energy Recovery Linacs (ERL 2015) (Internet), p.63 - 66, 2015/12

コンパクトERLとして入射器および主加速器モジュールの開発を行った。入射器モジュールは3台の2セル空洞で、主加速器モジュールは2台の9セル空洞で構成されている。建設後、20MeVのエネルギーで80$$mu$$A以上の電流でエネルギー回収に成功した。入射器、主加速器とも安定に運転されているが、主加速器については電界放出が、入射器についてはHOMカップラーの発熱が問題となっている。コンパクトERLの2台のクライオモジュールの長時間ビーム運転中の性能について発表する。

論文

高速実験炉「常陽」MARICO-2試料部の回収

古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*; 近藤 勝美*; 伊東 秀明; 芦田 貴志; 中村 俊之

FAPIG, (190), p.3 - 8, 2015/07

高速実験炉「常陽」では、2007年6月に計測線付きの照射装置の試料部の切離しなどが不能となり、原子炉容器内において試料部が折れ曲がった状態で留まってしまう事象が発生した。富士電機は、試料部回収のための装置を設計、製作し、現地の回収作業では、事業者の日本原子力研究開発機構と協同して作業にあたり、試料部の回収に成功した。

論文

Observation of a $$p$$-wave one-neutron halo configuration on $$^{37}$$Mg

小林 信之*; 中村 隆司*; 近藤 洋介*; Tostevin, J. A.*; 宇都野 穣; 青井 考*; 馬場 秀忠*; Barthelemy, R.*; Famiano, M. A.*; 福田 直樹*; et al.

Physical Review Letters, 112(24), p.242501_1 - 242501_5, 2014/06

 被引用回数:45 パーセンタイル:6.04(Physics, Multidisciplinary)

軽い中性子過剰核では束縛線限界近くにハローと呼ばれる1あるいは2中性子が空間的に非常に広がった構造を持つことが知られているが、重くなってくると一般に軌道角運動量が大きくなり、変形も発達するためハローが存在するかどうかは不明だった。本論文では、非常に中性子過剰なマグネシウム同位体$$^{37}$$Mgの核力およびクーロン分解反応実験を理化学研究所RIBFにて行い、マグネシウム同位体でも$$p$$波と考えられるハローを持つことを初めて明らかにした。本実験では、炭素標的と鉛標的の断面積の差から、ハロー構造に敏感なクーロン力による分解反応の断面積を引き出すとともに、脱励起$$gamma$$線の測定によって、$$^{36}$$Mgの基底状態へ遷移する断面積も引き出した。実験値を大規模殻模型計算の結果と比較したところ、$$^{37}$$Mgの基底状態は$$^{36}$$Mgの基底状態に$$p$$波中性子が付いた波動関数が40%程度占め、その$$p$$波成分がハロー構造を生み出していることがわかった。

報告書

シビアアクシデント後の再臨界評価手法の高度化に関する研究(共同研究)

久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.

JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB

本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。

論文

Neutronic analysis for ${it in situ}$ calibration of ITER in-vessel neutron flux monitor with microfission chamber

石川 正男; 近藤 貴; 草間 義紀; Bertalot, L.*

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1377 - 1381, 2013/10

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

ITERにおいては、プラズマからの総中性子発生量を、中性子モニタを用いて要求された10%の精度で計測するために、中性子モニタのその場較正試験を精度よく行う必要がある。本研究では、日本が調達する中性子モニタであるマイクロフィッションチェンバー(MFC)に対して、較正用線源の移動方法や線源の移動システムが試験に与える影響を中性子解析により調べた。線源の移動方法としてはトロイダル軸上を連続的に回転させる方法と離散的に移動させる方法があるが、離散的に移動させる方法では、各々の線源位置からのMFCの検出効率に対する寄与がわかる反面、時間がかかることがわかった。一方、連続的に回転させる方法では、中性子解析との比較は困難であるが、一定の時間でより精度の高い試験が行えることがわかった。これにより、試験時間内にそれぞれの特徴を活かした移動方法を採用することで、効率的にかつ正確に試験が行える見通しであることを示した。さらに、中性子散乱等の影響の低減が可能な線源移動システムの概念を提案し、その影響を中性子解析により評価した結果、移動システムによる散乱の検出効率への影響は、3%以内に抑えることができることがわかった。

論文

日米気象学会共催「福島第一原子力発電所からの汚染物質の輸送と拡散に関する特別シンポジウム; 現状と将来への課題」報告

近藤 裕昭*; 山田 哲二*; 茅野 政道; 岩崎 俊樹*; 堅田 元喜; 眞木 貴史*; 斉藤 和雄*; 寺田 宏明; 鶴田 治雄*

天気, 60(9), p.723 - 729, 2013/09

AA2013-0745.pdf:0.51MB

第93回米国気象学会年会は、2013年1月6日から1月10日に米国テキサス州オースチン市で開催された。この初日の1月6日に、日米気象学会の共催のシンポジウムとして「福島第一原子力発電所からの汚染物質の輸送と拡散に関する特別シンポジウム; 現状と将来への課題(Special Symposium on the Transport and Diffusion of Contaminants from the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Plant; Present Status and Future Directions)」が開催された。本シンポジウムへの参加者は40名程度で、日本からは発表者を含めて約20名の参加者があり、発表はすべて主催者側の招待講演という形で実施された。発表件数は20件で、概要、放出源推定、観測結果、領域モデルによる解析、全球、海洋モデルによる解析と健康影響、国際協力の6つのセッションに分かれて発表された。本稿は、日本からの発表を中心に、セッション順にその概要を報告するものである。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Neutronic analysis of the ITER poloidal polarimeter

石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1286 - 1289, 2011/10

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

ITERにおいて日本が調達するポロイダル偏向計測装置の設計の一環として、中性子輸送モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子解析を行い、運転時における核発熱量を評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は、第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系のスペースが制限されるために、十分な迷路構造をもった光路が確保できないことや、第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置せざるを得ないことが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュールが十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、ポロイダル偏光計の光学ミラーが設置される上部ポートの上部に配置されるポロイダル磁場コイルの核発熱量を評価した。その結果、中性子遮蔽材が十分に設置された場合、コイルの核発熱量は上限値である1mW/ccに比べて2桁以上小さくなることがわかった。

論文

Investigation on the TPR prediction accuracy in blanket neutronics experiments with reflector at JAEA/FNS

近藤 恵太郎; 八木 貴宏*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 高倉 耕祐; 大西 世紀; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2184 - 2187, 2011/10

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

原子力機構のFNS施設で、ITERのテストブランケットモジュールのため、$$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とベリリウムを用いて行われたブランケット核特性実験で、中性子源をステンレス316の反射体で囲んだ場合、トリチウム生成率(TPR)の計算値が実験値をおよそ10%系統的に過大評価する傾向が見られていた。しかし、最近実施した天然組成のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とベリリウムを用いたブランケット核特性実験では、反射体はTPRの予測精度に影響を及ぼさなかった。過去の実験値について詳細に調べた結果、測定されたTPR分布に物理的におかしな点があることがわかった。過去の実験値に問題があったかどうかを確かめるため、過去の実験と同じ体系を用いたブランケット核特性実験を再度実施した。その結果、TPRの測定値は測定誤差6%の範囲内で計算値とよく一致した。以上の結果から、過去の実験データには何らかの問題があった可能性が高く、反射体によるTPRの予測精度の悪化は起こらないと結論した。

論文

Nuclear technology aspects of ITER vessel-mounted diagnostics

Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Walker, C.*; Brichard, B.*; Cheon, M. S.*; Chitarin, G.*; Hodgson, E.*; Ingesson, C.*; 石川 正男; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.780 - 786, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:19.73(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER has diagnostics with machine protection, basic and advanced plasma control, and physics roles. Several are embedded in the inner machine component region. They have reduced maintainability compared to standard diagnostics in ports. They also endure some of the highest nuclear and EM loads of any diagnostic for the longest time. They include: Magnetic diagnostics; Steady-state magnetic sensors on the outer vessel skin; Bolometer camera arrays; Microfission chambers and neutron activation stations to provide key inputs to the real-time fusion power and long-term fluence measurements; mm-wave reflectometry to measure the plasma density profile and perturbations near the core, and the plasma-wall distance and; Wiring deployed around the vessel to service magnetics, bolometry, and in-vessel instrumentation. In this paper we summarise the key technological issues for each of these diagnostics arising from the nuclear environment, recent progress and outstanding R&D for each system.

論文

DT neutronics benchmark experiment on lead at JAEA-FNS

落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 大西 世紀; 高倉 耕祐; 佐藤 聡; 阿部 雄一; 今野 力; 鈴木 ちひろ*; 八木 貴宏*

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1953 - 1956, 2011/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.08(Physics, Multidisciplinary)

鉛は核融合炉ブランケットの中性子増倍材として重要な候補材料の一つである。われわれはDT中性子源施設である原子力機構FNS施設で、DT中性子による鉛のベンチマーク実験を実施し、鉛の評価済み核データの妥当性検証を実施した。45.3cm立方体の鉛体系に距離20cmの位置からDT中性子を照射した。鉛体系内の中性子場の評価として、$$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)$$^{24}$$Na, $$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{rm 92m}$$Nb, $$^{90}$$Zr(n,2n)$$^{89}$$Zr及び$$^{115}$$In(n,n')$$^{rm 115m}$$In反応による放射化箔法と2MeV以上の中性子スペクトル測定を行った。検証した核データはJENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1及びFENDL-2.1で、モンテカルロコードMCNPを用いて、上記の反応率と中性子スペクトルを計算し、実験値との比較を行った。その結果、ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1及びFENDL-2.1による計算結果は実験と良い一致を示した。一方、JENDL-3.3を用いた計算結果は実験と明らかな不一致があり、JENDL-3.3の(n,2n)及び非弾性散乱断面積データがこの不一致に大きく寄与していることを明らかにした。

論文

Effect of thermal neutrons on fusion power measurement using the microfission chamber in ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(4-5), p.417 - 420, 2011/06

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

ITERではマイクロフィッションチェンバー(MFC)を用いた中性子計測から核融合出力の評価を行う。しかし、MFC近傍に設置される水冷管が計測に影響を及ぼす可能性があるため、その影響を中性子輸送解析コード(MCNP)を用いて評価した。その結果、水冷管内の冷却水によって、中性子束はほとんど影響を受けないものの、MFCの応答は約40%増大すると評価された。これはMFCで用いるウラン235が中性子のエネルギーが低いほど高い反応断面積を持つために、冷却水による中性子の減速の効果がMFCの応答に影響を及ぼすことが原因と考えられ、特に熱中性子の影響が大きいことがわかった。この影響を低減する方法として、カドミウムのような熱中性子を吸収する材質をMFCの周りに設置することが挙げられる。そこで、中性子輸送解析を行って評価した結果、冷却水によって40%増大していたMFCの応答を、カドミウムをMFCの周りに巻くことにより10%以内に低減できることを示した。

報告書

地層処分低レベル放射性廃棄物の安全評価解析と物量変動の処分場への影響に関する検討・評価(共同研究)

長谷川 信; 近藤 等士; 亀井 玄人; 平野 史生; 三原 守弘; 高橋 邦明; 船橋 英之; 川妻 伸二; 植田 浩義*; 大井 貴夫*; et al.

JAEA-Research 2011-003, 47 Pages, 2011/02

JAEA-Research-2011-003.pdf:3.99MB

原子力発電環境整備機構と日本原子力研究開発機構は協力協定に基づき、2009年度から「TRU廃棄物の処分に係る検討会」を設置し、TRU廃棄物の処分のための検討を実施している。今回の検討では、原子力機構が開発したTigerコードと原子力発電環境整備機構が今後の安全評価に使用を予定しているGoldSimコードについて、同一条件でのベンチーマーク解析を行い、双方の信頼性について確認を行った。2つのコードの解析結果が同程度のものであったことから、両者の解析コードの信頼性について確認ができたものと考える。また、処分場へ処分する想定物量(約19,000m$$^{3}$$)が変動した場合の処分場設計への影響について検討を行った。その結果、第2次TRUレポートの概念に基づき評価した場合、10%程度の廃棄体量の増加は、現在の処分場設計に適用している地層処分技術で対処可能であることが確認できた。

論文

Integral experiment on beryllium with DD neutrons for nuclear data benchmarking

近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 立部 洋介; 八木 貴宏; 大西 世紀; 高倉 耕祐; 佐藤 聡; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.61 - 64, 2011/02

原子力機構の核融合中性子源施設FNSでは、DT中性子による核融合炉材料の積分実験が数多く実施され、核データの精度検証に大きな成果を挙げてきた。DD中性子に起因する核データをより効果的に検証するため、われわれは新たにFNSのDD中性子源を用いた積分実験を開始した。本会議ではDD中性子によるベリリウム積分実験について報告する。実験では直径63cm,厚さ45cmのベリリウム疑似円筒体系をDD中性子源から20cmの位置に構築し、体系内における$$^{115}$$In(n,n')$$^{rm 115m}$$In, $$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au, $$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応率と$$^{235}$$Uの核分裂率を測定した。測定値はMCNP5コードと最新の評価済み核データライブラリ(JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1)を用いた計算値と比較した。その結果、0.3MeV以上の中性子に感度のあるInの反応率について、実験値と計算値の系統的な違いが見られた。解析の結果、この違いは3MeV付近の弾性散乱断面積と(n,2n)反応のしきいエネルギー付近の断面積に起因することがわかった。一方、低エネルギー中性子に感度のあるAu, Li, $$^{235}$$Uの反応率の計算値は大きな過大評価傾向を示した。この傾向はDT中性子のベンチマーク実験で見られたものとほぼ同様で、その原因はまだ明らかになっていない。

論文

Development of in-vessel components of the microfission chamber for ITER

石川 正男; 近藤 貴; 大川 清文*; 藤田 恭一*; 山内 通則*; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D308_1 - 10D308_3, 2010/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.74(Instruments & Instrumentation)

マイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおいて核融合出力の評価を行う最も重要な計測装置の一つである。MFCの検出器は真空容器とブランケットモジュールの間に設置され、信号ケーブルは真空容器を通って上部ポートまで配線される。信号ケーブルはトカマク組立室で配線される予定であるが、ウランを使用している検出器はITERの運転を行うトカマクピットで設置される予定である。そのため、信号ケーブルの気密を保ったまま、検出器と信号ケーブルを真空容器内部で接続する必要がある。そこで、信号ケーブルと検出器の接続手法を開発し、接続部の性能試験では、信号ケーブルとしての健全性が確認され、ITERに適用できる見通しが立った。また、これまで原子炉において信号ケーブルは曲げ半径100cm程度で使用されてきたが、ITERでは真空容器内部に設置される他の機器との干渉を避けるために、10$$sim$$20cmという小さい曲げ半径で配線する必要がある。そのため、ケーブルを曲げた際の健全性を調べるために、ケーブル曲げ試験を実施した。その結果、10cmの曲げ半径で曲げた場合でも、信号ケーブルの真空性能,絶縁性能に影響がないことを確認した。

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