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論文

Experimental validation of calculations of decay heat induced by 14MeV neutron activation of ITER materials

N.P.Taylor*; 池田 裕二郎; Bartels, H.-W.*; G.Cambi*; D.G.Ceprage*; E.T.Cheng*; R.A.Forrest*; H.Iida*; H.Y.Khater*; 前川 藤夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 45(1), p.75 - 88, 1999/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:55.01(Nuclear Science & Technology)

ITER等のD-T核融合炉の冷却材喪失事故時には、14-MeV中性子によって放射化した材料中に生じる崩壊熱が温度上昇による事故拡大の原因となる。このため、ITERの安全解析で使われる崩壊熱計算コード及び核データライブラリは高精度であることが要求される。そこで、原研FNSで行われたITER関連材料に関する崩壊熱測定実験の結果をもとに、各国で使われているさまざまな崩壊熱計算コード及びライブラリの精度検証のための国際ベンチマークを行った。その結果、放射化断面積ライブラリFENDL/A-2を用いた場合、ITERの事故解析で重要な時間範囲において各計算コードとも実験値と良く一致する崩壊熱を与えることがわかった。

論文

Experiments on induced radioactivity characteristics of vanadium alloy

池田 裕二郎; 春日井 好己; 前川 藤夫; 宇野 喜智; R.Johnson*; E.T.Cheng*

Fusion Technology, 34(3), p.714 - 718, 1998/11

低放射核融合構造材候補として開発されているバナジウム合金の14MeV中性子による放射化特性を実験的に調べた。米国GAで開発した組成の異なる3種類のバナジウム合金を原研FNSの14MeV中性子で照射して照射試料から放出される$$gamma$$線を検出し主要な誘導放射能の生成量とともに、特に、合金製造過程で混入する不純物を定量的に求めた。気送管を用いた短時間照射(1分)では$$^{51}$$Ti,$$^{52}$$V,$$^{50}$$Sc,$$^{48}$$Sc等の主要放射能に加えて、シリコン不純物による$$^{28}$$Alが検出された。放射能量から求めたシリコンの量は410から1710ppmの範囲であったが、ほぼ予想された値であった。一方、長寿命放射能を対象として180時間の連続照射(中性子束は約3$$times$$10$$^{15}$$n/cm$$^{2}$$)の結果、$$^{46}$$Sc,$$^{51}$$Cr等の放射能の他に$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb反応生成物の$$^{92m}$$Nbが観測された。その結果、30~50ppmのニオブが含まれていることがわかった。低放射化を目指すには、ニオブの量をさらに一桁低減する必要性が明かとなった。

論文

Benchmark experiment on vanadium-alloy assembly with D-T neutrons; In-situ measurement

前川 藤夫; 春日井 好己; 今野 力; 和田 政行*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; R.Johnson*; E.T.Cheng*; M.Pillon*; 村田 勲*; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.1018 - 1022, 1998/11

核融合炉の低放射化構造材であるバナジウム合金(V-4Cr-4Ti)について、原研FNSにおいてベンチマーク実験を行った。一辺が約15cmの立方体形状のバナジウム合金を純バナジウム、黒鉛で取り囲み、一辺が約35cmの立方体形状の実験体系とした。D-T中性子を入射した体系中において、中性子スペクトル、各種反応率、$$gamma$$線スペクトル及び$$gamma$$線核発熱率を測定した。つぎに、輸送計算コードMCNPによりベンチマーク解析を行った。核データにはJENDL Fusion File,EFF-3,FENDL/E-1.0,FENDL/E-2.0の4種を使用した。今回のバナジウム合金に関する結果は以前に行った純バナジウムに関する結果とほぼ同一であり、使用したすべての核データファイルについて修正すべき有意な問題点のあることが判明した。

論文

Waste management aspects of low activation materials

E.T.Cheng*; P.Rocco*; M.Zucchetti*; 関 泰; 田原 隆志*

Fusion Technology, 34(3), p.721 - 727, 1998/11

低放射化材料は、核融合プラントの環境・安全性を向上させる。有力な低放射化材料の候補であるフェライト鋼とバナジウム合金を使用した2つの核融合プラントから出る放射性廃棄物管理についてレビューした。このレビューの目的は米国、EU、日本において形成されつつある放射性廃棄物管理の考え方の傾向を理解し、これらの考え方の一致点と相違点を明らかにするとともに、将来的に合意できる方向性を見いだすための協力の方法を提案することにある。

論文

Decay heat measurement on aluminum, copper and type 304 stainless steel irradiated by D-T neutrons

前川 藤夫; 池田 裕二郎; E.T.Cheng*

Fusion Engineering and Design, 42, p.229 - 233, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

ITER/EDAのR&Dタスクの一環として、D-T中性子照射した核融合炉材料からの崩壊熱測定実験を行った。崩壊熱の源となる照射試料から放出される$$beta$$線と$$gamma$$線の全エネルギーを測定するため、1対の大型BGOシミュレータからなる全エネルギー吸収スペクトロメータを開発した。アルミ、銅、304型ステンレス鋼の試料を原研FNSのD-T中性子源で照射し、このスペクトロメータにより冷却時間1分~3日の範囲における各試料の崩壊熱を10~25%の実験誤差で測定した。測定値を誘導放射能計算コードREAC3による計算値と比較した結果、計算に使用した崩壊データライブラリには$$beta$$$$^{+}$$崩壊に伴う消滅$$gamma$$線が含まれていないことが判明した。消滅$$gamma$$線まで考慮した結果、計算値は実験誤差内で測定値と一致した。

論文

Measurement of neutron activation cross sections for the $$^{99}$$Tc(n,p)$$^{99}$$Mo, $$^{99}$$Tc(n,$$alpha$$)$$^{96}$$Nb, $$^{99}$$Tc(n,n$$alpha$$)$$^{95}$$Nb, and $$^{99}$$Tc(n,n)$$^{99m}$$Tc reactions at 13.5 and 14.8MeV

池田 裕二郎; E.T.Cheng*; 今野 力; 前川 洋

Nuclear Science and Engineering, 116, p.28 - 34, 1994/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.74(Nuclear Science & Technology)

脳や肝臓の癌の診断で有効な$$^{99m}$$Tcの親核である$$^{99}$$Moの需要は年々増加している。$$^{99}$$Moは核分裂生成物の分離あるいは$$^{98}$$Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo反応を用いて製造されているがその比放射能は高いものではない。そこでFMIF,ESNIT等の材料照射用強力中性子源の有効利用として$$^{99}$$Tc(n,p)$$^{99}$$Mo反応を用いた高比放射能$$^{99}$$Moの製造が検討されている。本研究では上記概念の成立性検討の基礎となる14MeV近傍の断面積を放射化法で測定するとともに、長寿命放射性核$$^{99}$$Tcの核変換反応(n,$$alpha$$),(n,n$$alpha$$)の断面積も同時に測定した。REAC$$ast$$2コードを用いたFMIFでの$$^{99}$$Mo製造の試算では現在の試料需要価値を仮定すると年間12M$の利益が見込まれる。しかしながら、REAC$$ast$$2では反応断面積40mbを用いており、本実験データ、14mb、に基づく限り3倍程度の過大評価となっている。しかしながら、高比放射能$$^{99}$$Moの提供及び中性子源の有効利用の観点からこの概念の成立性は高いと結論できる。

論文

Blanket design for the ARIES-I tokamak reactor

C.P.C.Wong*; E.T.Cheng*; R.L.Creedon*; J.A.Leuer*; K.R.Schultz*; S.P.Grotz*; N.M.Ghoniem*; M.Z.Hasan*; R.C.Martin*; F.Najmabadi*; et al.

Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1035 - 1038, 1989/00

ARIES-Iトカマク型核融合動力炉に対して、2つのガス冷却方式のブランケット案を設計・検討した。1つは5MPaのヘリウムガス冷却型、他の一つはLi$$_{4}$$O$$_{4}$$粒子を混入した0.5MPa炭酸ガス冷却型であり、いずれも低放射化セラミックブランケット設計案である。その結果、基本設計としてデータベースの豊富なHe冷却型が採用された。また、構造部材料としてSiC複合材、固体T増殖材としてLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$、そして中性子増幅材としてBeの金属ペレットを用いることで、高い冷却材出口温度、良い中性子増幅及び適当なT増殖を有する高性能ブランケットを設計することができた。また、本低放射化設計は10CFR61 Class-C基準を満足するばかりでなく、固有安全性を有するものとなっている。

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