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論文

FENDL-3.0 benchmark test with shielding experiments at JAEA/TIARA

今野 力; 太田 雅之; 浅原 浩雄; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2014-002, p.160 - 166, 2015/02

IAEAは中性子反応のエネルギーを20MeVから60MeV以上に拡張し、陽子、重陽子入射の汎用データ及び放射化データを含めた、核融合炉用核データライブラリーFENDL-3.0を2012年に公開した。我々は既に原子力機構FNS及び阪大OKTAVIANのDT中性子を用いた積分実験の解析を通して、FENDL-3.0の中性子入射の20MeV以下の汎用データの妥当性検証結果を報告している。今回、原子力機構TIARAでの40MeV, 65MeV準単色中性子による鉄、コンクリート遮蔽実験を用いて、FENDL-3.0の中性子入射の20MeV以上の汎用データの妥当性検証を行った。その結果、FENDL-3.0を用いた計算は鉄遮蔽実験をよく再現するものの、コンクリート遮蔽実験を過大評価することがわかった。

論文

IFMIF/EVEDA原型加速器の進捗状況

神藤 勝啓; Vermare, C.*; 浅原 浩雄; 杉本 昌義; Garin, P.*; 前原 直; 高橋 博樹; 榊 泰直; 小島 敏行; 大平 茂; et al.

Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.668 - 670, 2010/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)に関する工学実証及び工学設計活動(EVEDA)における原型加速器の2008年度の進捗について報告する。原型加速器のすべての加速器機器は、それぞれ設計が始まり、製作や個別試験についての計画を策定し、設計パラメータを決めてきた。個々の機器の進捗を分析し、IFMIF加速器の工学実証の計画を検討した結果、事業期間を2014年まで延長することが提案され、BA運営委員会で承認された。本発表では、各加速器機器の設計状況、欧州と日本が担当している加速器機器群と、日本が担当している六ヶ所村のIFMIF/EVEDA開発試験棟建屋のインターフェイスや現在までに提案されている工学実証試験での運転計画を報告する。

口頭

Hydraulic analysis for high-speed free-surface flow of IFMIF-EVEDA liquid lithium target

井田 瑞穂; 浅原 浩雄; 中村 博雄

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの設計のため、解析コードPHOENICS及びFLOW-3Dを用いて2次元の流体/熱流動解析を実施した。本解析により、絞り比10の2段絞りノズルの高速均一流生成効果を明らかにした。本ノズルはIFMIFターゲットに採用された。ノズル出口で均一である圧力と流速の分布が凹面状背面壁では傾きを持ったものに遷移する特性も明らかにした。これら特性と熱流動解析により、背面壁曲率半径が10m以下の場合にはIFMIFターゲットではLi沸騰が起きないと予測した。IFMIF設計の妥当性を実証するため、選択した絞りノズルを含むEVEDAリチウム試験ループが、IFMIFターゲット流を流体的に模擬して、運転される。IFMIF及びEVEDAのターゲットの工学設計のため、FLUENTコードを用いて3次元の流体/熱流動解析も実施中である。

口頭

IFMIF/EVEDA加速器系に関する日本側タスクの現状

神藤 勝啓; 大平 茂; 菊地 孝行; 久保 隆司; 米本 和浩; 粕谷 研一; 前原 直; 高橋 博樹; 小島 敏行; 堤 和昌; et al.

no journal, , 

IFMIF/EVEDA事業の加速器系の日本側タスクの現状及び今後の予定を報告する。2010年3月に原型加速器のビーム試験を行うIFMIF/EVEDA開発試験棟が竣工した。今後2年間で、原型加速器を駆動するための電源設備,2次冷却水循環設備の設置や、ビームダンプ周辺の局所補助遮蔽壁などを設置し、2012年より加速器機器の搬入及び上流側より段階的にビーム試験を行う予定である。軸長9.8mのRFQの中央部に直径90mmの8つのポートからRFパワーを供給するためのRFカプラーの開発では、これまでに4-1/16インチと6-1/8インチの2種類のRF真空窓,同軸管を介したループアンテナによるRFカプラーの設計を行った。テストベンチを製作し、検証試験の結果によって採用するRF真空窓のサイズの選定を行う予定である。加速器制御では、人員保護システムや機器保護システム,タイミングシステムは、特に高い信頼性が求められる。これらのシステムはテストベンチを製作して試験を進めてきた。今冬よりCEAでの入射器のビーム試験でそれらのシステムを組み込んで制御系の試験を行い、原型加速器制御系の設計及び開発に反映させる。

口頭

モンテカルロ輸送計算コードTRIPOLI-4の使用経験

太田 雅之; 浅原 浩雄; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力

no journal, , 

フランス原子力庁で開発されている3次元モンテカルロ輸送計算コードTRIPOLIはITERの中性子工学計算コードの一つとしても採用されているが、MCNPほど広く使われておらず、特に日本における使用例は少ない。本研究では、TRIPOLIの最新バージョンTRIPOLI-4.9Sの基本性能を単純なモデル計算とJAEA/FNSにおけるDT中性子源を使用した鉄体系実験等の解析を通して調べ、旧バージョンからの改善点や問題点について述べた。

口頭

原子力機構TIARA遮蔽実験を用いたFENDL-3.0ベンチマークテスト

今野 力; 太田 雅之; 浅原 浩雄; 落合 謙太郎; 佐藤 聡

no journal, , 

IAEAは中性子入射汎用データのエネルギーを20MeVから60MeV以上に拡張し、陽子,重陽子入射の汎用データ及び放射化データを含めた、核融合炉用核データライブラリーFENDL-3.0を2012年に公開した。今回、原子力機構TIARAでの40MeV, 65MeV準単色中性子による鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を行い、FENDL-3.0の中性子入射の20MeV以上の汎用データの妥当性を調べた。その結果、FENDL-3.0を用いた計算は鉄遮蔽実験を良く再現するものの、$$^{16}$$Oの弾性散乱外断面積が小さすぎるためコンクリート遮蔽実験を過大評価することがわかった。FENDL-3.0の$$^{16}$$Oデータは修正が必要である。

口頭

水放射化法を用いたITER-TBM用DT中性子モニターに関する研究

加藤 小織; 吉田 茂生*; 落合 謙太郎; 浅原 浩雄; 太田 雅之; 佐藤 聡; 今野 力

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)では日本が提案する固体水冷却型テストブランケットモジュール(TBM)による工学試験が予定されている。原子力機構FNSではITER-TBM試験の評価に必要な中性子測定法の一つとして、冷却水中の$$^{16}$$Oと中性子との反応$$^{16}$$O(n,p)$$^{16}$$Nで生成する$$^{16}$$Nの崩壊$$gamma$$線(6.1MeVおよび7.1MeV)を測定し、TBM内へ入射する中性子数を測定する方法(いわゆる水放射化法)を提案している。この手法の妥当性を検討するため、FNSのDT中性子源と新たに構築した水ループ体系を用いて実験を開始した。今回、代表的な$$gamma$$線検出器を用いて本体系における$$^{16}$$Nの崩壊$$gamma$$線の測定を行い、その妥当性を評価した。

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