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論文

Nuclear heating measurements for SS-316, copper, graphite, tungsten, chromium, beryllium in a copper centered assembly bombarded with 14 MeV neutrons and analysis

池田 裕二郎; 前川 藤夫; 春日井 好己; 宇野 喜智; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; 今野 力; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 42, p.289 - 297, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.45(Nuclear Science & Technology)

本研究は、核発熱測定技術の開発によりITER構造材のD-T中性子に対する核発熱実験データを取得し、ITER設計に用いる計算手法及び核データの妥当性を検証することを目的とする。試験した材料はSS-316、銅、黒鉛、タングステン、クロム、ベリリウムで、全核発熱をマイクロカロリメータで、$$gamma$$線発熱をTLDで測定した。解析は、計算コードMCNP-4A、KERMAを含む核データとしてJENDL-3.2及びFENDL-1を用いた。実験と計算の比較から次のことが示された。(1)銅、黒鉛、SS-316、クロム、ジルコンは計算と実験は$$pm$$10%以内で一致、(2)ベリリウムは、JENDL、FENDLともに$$gamma$$発熱が大きく過少評価、全核発熱についてはJENDLが25%の過少評価、(3)タングステンでは、両ライブラリーとも、全核発熱、$$gamma$$発熱両方で30%の過大評価が示された。ベリリウム、タングステンの核データ、特にKERMAの見直しが必要である。

論文

Integral experiment of induced radioactivity in D-T fusion neutron environment and validation of activation cross section library

春日井 好己; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 今野 力; 和田 政行*; 宇野 喜智; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.299 - 305, 1998/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:40.42

ITER/EDA R&D Task T-218として、誘導放射能に対する積分実験を原研FNSで行った。この実験の目的は、ITERにおける核設計に使われる計算コードと放射化断面積ライブラリーの妥当性を検証するための実験データを与えることにある。試料は、14MeV中性子中の実験体系の中心にある銅の中の2ヶ所で照射した。照射後、誘導放射能をGe検出器で測定した。誘導された放射性核種は$$gamma$$線エネルギーから同定され、それぞれの核種についてその崩壊率を求めた。中性子スペクトルはMCNP-4で計算し、その妥当性は、$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nbなどのドシメトリー反応の反応率と比較して確かめた。実験により得られた誘導放射能は、JENDL-ACT96とFENDL-A1.2を使った計算値と比較した。その結果、一般的にJENDL-ACT96の方が比較的実験値と良い一致を示しているが、FENDL-A1もほぼ一致していることがわかった。

論文

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.92(Nuclear Science & Technology)

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B$$_{4}$$C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

論文

Experimental validation of nuclear heating for ITER structural materials

池田 裕二郎; A.Kumar*; 前川 藤夫; 和田 政行*; 春日井 好己; M.A.Abdou*

Fusion Technology 1998, 2, p.1469 - 1472, 1998/00

ITER R&Dタスクとして、これまでにSS-316,Cu及び黒鉛体系を用いたD-T核融合中性子核発熱実験を実施してきた。得られた実験データを基に、主要構造材料(Be,C,Al,Si,Ti,V,Cr,Fe,Ni,SS-316,Cu,Zr,Nb,Mo,W)の核発熱計算に用いる計算コード及び核データの妥当性を検証し、ITER核設計における不確定性を明らかにした。検討した発熱に直接係わる中性子核データはFENDL-1,2及びJELDL-3.2であった。実験値と計算値を比較した結果、以下のことが示された。(1)黒鉛、Ti,Cr,Ni,Nb及びMoについては全ての計算は概ね妥当である。特に黒鉛については、JENDL/PKA-KERMAファイルが最も良い。(2)Al,Si及びVのFENDL-1に関しては、過大評価が顕著で修正が必要。(3)JENDL-3.2のBeの過小評価、JENDL-3.2及びFENDL-1のWの過大評価については、KERMAデータの再評価が必要である。以上、実験誤差は10%以内であるので本実験解析により有意な計算上の不備と、その原因のほとんどはKERMAデータに問題があることが判明した。

論文

Summary of benchmark experiments for simulation of fusion reactors using an annular blanket with a line deuterium-tritium source

前川 洋; M.A.Abdou*; 大山 幸夫; 今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 中村 知夫; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; et al.

Fusion Technology, 28(2), p.296 - 304, 1995/09

原研のFNSを用いて、原研/米国エネルギー省との協力研究プログラムが実施された。本計画のPhase-IIIでは、Phase-Iと-IIの場合と異なり、広がりのある中性子源の効果を調べることを目的としている。本論文では、疑似線状線源やPhase-IIIA,-IIIB,-IIIC体系の概要、測定項目、実験結果、解析結果及び成果について述べる。

論文

Neutronics integral experiments of annular blanket system simulating tokamak reactor configuration

今野 力; 大山 幸夫; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; A.Kumar*; M.Z.Youssef*

Fusion Technology, 28(2), p.347 - 365, 1995/09

核融合炉ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の第3段階として、疑似線状線源を用いた円環ブランケットに関する中性子工学実験を行った。酸化リチウムと炭酸リチウムから成る長さ2mの円環ブランケットの中心にD-T中性子源を設置し、円環ブランケットを2mの範囲で動かすことにより線状線源を模擬した。円環ブランケットの特性、グラファイトアーマー及び大口径ダクトの影響を調べるため、3つの実験体系で実験を行った。今回の実験のために開発された測定時間を短縮する方法(多検出器法、荷重関数法、連続高圧変化法)を用いて、トリチウム生成率、中性子スペクトル、放射化反応率を測定し、それぞれの体系の特性を明らかにした。また、JENDL-3を用いたGMVPによる解析から、点状線源の場合と同様に、10%以内で実験を再現できることがわかった。

論文

Neutronics integral experiments of simulated fusion reactor blanket with various beryllium configurations using Deuterium-tritium neutrons

今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 山口 誠哉; 津田 孝一; 小迫 和明*; 前川 洋; 中川 正幸; 森 貴正; 中村 知夫; et al.

Fusion Technology, 28(2), p.273 - 295, 1995/09

核融合炉ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の第2段階として、閉鎖ブランケット体系を用いた中性子工学実験を行った。基本となる実験体系は、ブランケット試験領域へ入射する中性子スペクトルを実際の核融合炉のものに近づけるため、D-T中性子源とブランケット試験領域である酸化リチウム層を炭酸リチウム層で囲んだもので、試験領域内のトリチウム生成率、放射化反応率、中性子スペクトルを測定した。更に、基本体系の試験領域及びその対向側へベリリウムの中性子増倍層を設置した5体系についても実験を行い、基本体系の実験データとの比較から、ベリリウムでの中性子増倍、反射の効果を明らかにした。JENDL-3/PR1,PR2を用いたDOT3.5によって実験の解析を行い、ベリリウム層の近傍を除いて、10%以内で実験を再現できることがわかった。

論文

Concept and characteristics of a simulated line source for annular blanket experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; A.Kumar*; 渡辺 洋一*; et al.

Fusion Technology, 28(2), p.305 - 319, 1995/09

疑似線状線源を加速器型D-T点状中性子源を用いて実現した。この疑似線源は連続的に動く点源の時間平均をとるか、または、細かく分割した点源を重ねあわせることで得られる。この線状線源はトカマク炉の一部を模擬する円環形状の核融合ブランケット中性子工学実験に利用される。線源特性は放射化法とNE213検出器を用いて、2つの運転モード、即ち連続モードとステップモードで測定された。この線源を用いて行う環状ブランケット実験の線源条件として必要な線源特性計算をモンテカルロコードで行った。この計算の信頼性は測定した線源特性との比較によって確認した。

論文

Characteristics of a deuterium-tritium fusion source on a rotating target used in simulated fusion blanket experiments

中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 中村 知夫*; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28, p.39 - 55, 1995/08

日米核融合協同実験のフェイズIIA及びIIB体系において、中性子線源特性を明らかにするため、体系内のキャビティ及び試験領域の表面において、中性子スペクトル及び各種放射化率の測定を行った。その解析は原研及び米国で独立にそれぞれの計算コードと核データを用いて行った。計算法としてモンテカルロ法と二次元Sn法を使った。その結果、中性子スペクトルは一部を除き15MeV~数keVの範囲で良い一致を得た。放射化率は実験値と計算値の差は$$pm$$10%内に入る。この様にブランケットへ入射する中性子の特性は満足のいく精度で予測できることが明らかとなった。

論文

Design and techniques for fusion blanket neutronics experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08

加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。

論文

Neutronics integral experiments of lithium-oxide fusion blanket with heterogeneous configurations using deuterium-tritium neutrons

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 山口 誠哉; 津田 孝一; 小迫 和明*; 前川 洋; 中川 正幸; 森 貴正; 中村 知夫; et al.

Fusion Technology, 28(1), p.216 - 235, 1995/08

核融合炉ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOEとの協力計画のフェーズIICとして2種類の非均質ブランケットについて中性子工学実験を行った。実験体系は炭酸リチウムで中性子源を取囲んだ先のフェーズIIA実験と同じ形状である。典型的な非均質体系としてベリリウム多層体系と水冷却体系を選んだ。これらは物質境界で大きな中性子束勾配やスペクトル変化を与え、そこでの計算精度や測定法を調べることが目的である。測定ではボイド効果は低エネルギーに感度のある検出器に対し非均質な領域では無視できないことがわかった。また、ベリリウムや水の近傍で大きなトリチウム生成の増加が見られ、モンテカルロ計算はそのような境界でも良い一致を示した。

論文

Measurements and analyses of decay radioactivity induced in simulated deuterium-tritium neutron environments for fusion reactor structural materials

池田 裕二郎; A.Kumar*; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 前川 藤夫; 前川 洋; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*

Fusion Technology, 28(1), p.74 - 98, 1995/08

ITER等の核融合装置では、D-T燃焼に伴う構成材の放射化が炉の線量分布、崩壊熱、廃棄物評価など、環境安全性の観点から重要な問題として認識されており、設計に用いる誘導放射能計算コードのみならず放射化断面積などのデータベースの整備と共にその精度確認が急がれている。その要請に応えるために、日米共同実験の一環として、D-T中性子環境を模擬したスペクトル場で、一連の核融合構成候補材の誘導放射能ベンチマーク実験を進めてきた。実験データを基に、JENDL,CROSSLIB(日本)、REAC$$^{ast}$$3(米国)などの放射化断面積ライブラリーを用いた解析を行い、C/E値から計算の予測精度の妥当性試験を行い、設計への適用性の判断基準としての有効性を示した。本件では、日米共同実験の共同論文として、主に構造材についての詳細な結果を報告する。

論文

Direct nuclear heating measurements and analyses for structural materials induced by deuterium-tritium neutrons

池田 裕二郎; A.Kumar*; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 前川 藤夫; 前川 洋; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*

Fusion Technology, 28(1), p.156 - 172, 1995/08

核融合中性子場における構成材中の核発熱率に関する実験的研究を、1989年より日米共同実験の一環として進めてきた。核発熱を直接測定する方法としてマイクロカロリーメーターを開発し、主要構造材を含む15の物質について中性子照射中の温度上昇から核発熱率を測定した。実験解析をJENDL-3,ENDF/B-V,ENDL-85などのKERMAライブラリーを用いて行い、データの妥当性の評価を行った。本件では、Al,Ti,Fe,Ni,SS-304,Moなどの構造材及びLi$$_{2}$$Co$$_{3}$$増殖材について、これまでの結果を詳細に検討し、日米共同実験の共同論文としてまとめたものである。

論文

Integral test of Kerma data for SS304 stainless steel in the D-T fusion neutron environment

池田 裕二郎; A.Kumar*; 小迫 和明*; 今野 力; 大山 幸夫; 前川 藤夫; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.769 - 775, 1995/00

核発熱は核融合炉設計における基本的な核的パラメータである。カロリメーターを用いて開発した直接測定法により、14MeV中性子が支配的な場での主要構造材を対象とした測定データが、関連する核データの妥当性検証に有効であることを日米共同実験で示した。本件研究では、14MeV中性子のみならず、低エネルギー中性子及び2次$$gamma$$線が支配的な遮蔽構造材SS304鋼中の核発熱率分布測定とその解析を示す。測定プローブとして、50$$times$$50$$times$$50mmのSS304ブロックを用い、中性子照射に伴う温度上昇からSS304体系中の表面から深さ200mmまでの核発熱率を求めた。実験体系中の急な中性子束勾配に伴う熱流速の時間依存性を考慮し、ADINAT核熱結合計算コードを用いた計算値と測定値を比較した結果、$$pm$$20%以内で良く一致し、JENDL-3に基づくKERMA係数の妥当性が実験的に示された。

論文

Measurement techniques for fusion blanket neutronics experiments

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.62(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。

論文

Integral experiment on effects of large opening in fusion reactor blanket on tritium breeding using annular geometry

今野 力; 大山 幸夫; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; M.A.Abdou*; A.Kumar*; M.Z.Youssef*

Fusion Engineering and Design, 28, p.708 - 715, 1995/00

核融合ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の中で、トカマク型核融合炉のトーラス構造を模擬した円環ブランケットと疑似線状線源を用いて、中性ビーム入射ポートのような大開口部が、核パラメーターに与える影響を調べる実験を行った。実験体系は、酸化リチウム層と炭酸リチウム層から成る円環ブランケットの中心に大開口部をあけたものである。酸化リチウムブランケット内のトリチウム生成率、中性子スペクトル、放射化反応率を測定し、開口部のない体系の実験結果との比較から、開口部が円環ブランケットのキャビティ内の低エネルギー中性子を減少させ、開口部と反対側のブランケット前部での$$^{6}$$Liによるトリチウム生成率も減少させることがわかった。また、JENDL-3を用いたGMVPの計算は、3次形状の複雑な体系にもかかわらず、測定値と10%以内で一致した。

論文

Summary of experiments and analyses from the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics

前川 洋; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 28, p.479 - 491, 1995/00

原研/米国エネルギー省の協力研究「核融合炉ブランケット中性子工学」は1993年10月に終了した。約10年間続いた研究は3つに分かれており、Phase-Iでは工学指向のベンチマーク実験と測定技術の開発を行った。Phase-IIでは、反射成分を模擬するため、中性子源を取り囲んだ閉鎖形状で実験を行い、酸化リチウムブランケットのトリチウム増殖性能やBeの中性子増倍効果等のデータを得た。Phase-IIIでは、トーラス形状の実際の炉をできるだけ模擬するため、模擬線状線源を開発するとともに、円環状の模擬ブランケットを用いて実験した。1988年からは本計画に、誘導放射能及び核発熱に関するベンチマーク実験が追加された。設計者に安全係数等の設計指針を与えるため、実験及び解析結果を総合的に評価する方法を開発し、安全係数と信頼度の関係を示した。

論文

Analysis of tritium extraction from liquid lithium by permeation window and solid gettering processes

武田 哲明; A.Ying*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 28, p.278 - 285, 1995/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.78(Nuclear Science & Technology)

液体リチウムから低濃度のトリチウムを抽出することは、液体金属を増殖材とする核融合炉の研究を行う上で重要な問題である。本報告では、透過窓法とゲッタ法を用いたトリチウム抽出の解析に焦点をあてた。液体金属中のトリチウムの非定常質量保存式と透過管内を移動するトリチウムの非定常拡散方程式を解き、透過管の拡散率に対する影響を調べた。ゲッタ法においては、トリチウムの過渡応答曲線をゲッタ材の特性、運転条件、平衡吸着データ及び物質伝達率の関数として特徴づけることが重要である。解析は液体リチウムの運動量保存式と充填層内のトリチウムの質量保存式及び粒子内へのトリチウム拡散方程式を解いた。トリチウムの過渡応答曲線はゲッタベッド内の中心と壁付近の領域とでは大きく異なること等を示した。

報告書

Phase III experiments of the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics - Line source and annular blanket experiments, Volume I; Experiment

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 小迫 和明*; 中村 知夫; 前川 洋; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*; et al.

JAERI-M 94-015, 193 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-015.pdf:6.62MB

加速器型点状D-T中性子源を用いて疑似線状線源を実現した。この線源は連続的に動く点状線源を時間平均するか、細かく分布した点状線源を重ね合わせることで得られる。線源特性の測定を連続とステップの2つの運転モードに対して、放射化法とNE213検出器で行い、モンテカルロ法の計算と比較した。この線源を用いて3種の環状ブランケット体系:基準体系、黒鉛アーマー体系、大口径開口部体系について積分実験を行った。測定ではこの線状線源に適用するために新たな手法を開発した。ここで得られた実験データは実際のトカマク炉の設計計算の信頼度を調べるに適した、従来より高度なベンチマークデータを与える。

論文

Summary of benchmark experiments for simulation of fusion reactors using an annular blanket with a line D-T source

前川 洋; 大山 幸夫; M.A.Abdou*

Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, 0, p.235 - 246, 1994/00

原研のFNSを用いて、原研/米国エネルギー省との協力研究プログラムが実施された。本計画のPhase-IIIでは、Phase-I,-IIの場合と異なり、広がりのある中性子源の効果を調べることを目的としている。本講演では、疑似線状線源やPhase-IIIA,-IIIB,-IIIC体系の概要、測定項目、実験結果、解析結果及び成果について述べる。

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