陽子加速器を用いた新しい中性子源とその利用

日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.

日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/110004822312

中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。

-ray buildup factors for a point isotropic source in the single layer shield by using BERMUDA code

坂本 幸夫; 鈴木 友雄*; 佐藤 理*; 平山 英夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.484 - 487, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874933

点減衰核積分法による線遮蔽計算法の計算精度を向上させるため、線ビルドアップ係数データの算出法の検討を行った。現在ANSI/ANSの標準データとして使用されているPALLASコードによる高原子番号の元素のデータは、高エネルギー線について制動輻射線が前方に放出されると近似しているため、電磁カスケードモンテカルロコードEGS4による結果に比べて過大評価となっている。このため、遮蔽体中での線の挙動をPALLASコードより詳細に取り扱うBERMUDAコードで単一層の鉛における線ビルドアップ係数の計算を行った。低エネルギー領域については蛍光X線の効果、高エネルギー領域についてはEGS4コードで計算した制動輻射線生成マトリックスを組み込むことにより、制動輻射線の効果を考慮した。これにより、BERMUDAコードを用いて低エネルギーから高エネルギーまで一貫して線ビルドアップ係数を算出できる見通しを得た。

Experimental and numerical studies on performance of passive decay heat removal by a water cooling panel from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.413 - 423, 1999/05

https://doi.org/10.3327/jnst.36.413

上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する圧力容器を有する高温ガス炉の水冷形冷却パネルによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と、空気を充填した炉室と圧力容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対称解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と新たに提案した三次元形状を有するスタンドパイプをポーラスボディセルで模擬した軸対称モデルを検証した。圧力容器最高温度430C、ヘリウムガス圧力0.47MPa条件で、数値解析は、最高温度が現れる圧力容器頂部温度を実験結果に対し-25、+70Cの差異で、また、冷却パネル除熱量を実験値に対し、-4.1%の差異で比較的よく評価した。

Post irradiation mechanical properties of type 304 stainless steel

辻 宏和; 倉田 有司; 三輪 幸夫; 板橋 行夫; 雨沢 博男*; 島川 聡司; 三村 英明; 北 智士; 鈴木 富男; 塚田 隆; et al.

Advances in Science and Technology, 24, p.483 - 490, 1999/00

高速増殖炉「もんじゅ」の構造材である304ステンレス鋼を対象として、中性子照射による弾き出し損傷量を約2dpa一定に保ちながら、核変換ヘリウム生成量を1,3及び16appmの3水準に変えることにより、中性子照射材の機械的性質に及ぼすヘリウム生成量の影響を分離抽出することを目的として、熱中性子炉JMTR用の特殊照射キャプセルを開発した。この特殊照射キャプセルを用いてJMTRにおいて400及び550Cで304ステンレス鋼の中性子照射を行い、照射材の引張、破壊靱性、クリープ、疲労の諸試験及びTEMによる組織観察を行うとともに照射前の基本特性試験を行う体系的な研究プログラムを進めてきた。本報告では、計画の全体概要について述べるとともに特殊照射キャプセルの特徴、これまでに得た照射前の基本特性試験結果及び照射後試験結果について述べる。

Next generation neutron source project in Japan Atomic Energy Reserch Institute(JAERI)

山田 安定*; 渡辺 昇*; 新村 信雄; 森井 幸生; 片野 進; 相澤 一也; 鈴木 淳市; 小泉 智; 長壁 豊隆; 勅使河原 誠*; et al.

Physica B; Condensed Matter, 241-243, p.42 - 45, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0921-4526(97)00508-5

原研は、従来、研究用原子炉を中心として研究を行って来た東海研究所の新しい将来を拓く目的で「中性子科学研究センター構想」を提案している。この研究センターは「大強度陽子加速器を中心とする多目的研究施設」として特徴づけられる。この計画の第1の柱は自然科学の基礎分野の発展を図ることで、この中には、中性子散乱による物質科学、材料科学、生命科学の研究の他中性子核物理学等が含まれる。第2の柱は、高レベル廃棄物の処理に関連して加速器駆動長寿命核種消滅処理技術を開発することである。6~8MWの陽子加速器を用い、このうち約5MWが中性子散乱施設に供給される。

Study on cooling performance of air-cooling panel system for HTGR

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00

高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。

Design and evaluation methods for a water cooling panel system for decay heat removal from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00

https://doi.org/10.1002/(SICI)1520-6556(1997)26:3<159::AID-HTJ2>3.0.CO;2-V

高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。

高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの設計・評価手法に関する研究

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 62(600), p.3109 - 3117, 1996/00

https://doi.org/10.1299/kikaib.62.3109

高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムを模擬した実験装置により、各構造物の温度分布とシステムの除熱特性を調べた。実験装置は炉心の崩壊熱を模擬する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルから構成される。解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法及びモデルの検証を行った。圧力容器内に0.73MPaのヘリウムガスを充填し圧力容器の最高温度が210Cとなる条件で、圧力容器温度の解析結果は実験結果に対して-29~+39Cの誤差で評価した。冷却パネル除熱量の解析結果は実験結果に対して11.4%低く、放射伝熱の割合は全除熱量の74.4%を占めた。解析結果から、圧力容器を支持するスカート型サポートの上下端に設けた流路を流れる自然対流が圧力容器下鏡を有効に冷却することがわかった。

水冷型冷却パネル特性に関する研究; スタンドパイプなし圧力容器

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

JAERI-Research 95-049, 36 Pages, 1995/07

JAERI-Research-95-049.pdf:1.18MB

MHTGR用水冷型冷却パネルシステムの除熱特性を調べるために、冷却パネル特性試験により得られた代表的3ケース(圧力容器内真空、ヘリウム0.73MPa、窒素1.1MPa)に、二次元数値解析コード-THAPACST2-を適用し、実験データとの比較により数値解析コードを検証し、水冷型冷却パネルシステムの除熱特性について以下の各項を明らかにした。(1)圧力容器及び冷却パネル外表面の熱放射率0.80を用いた圧力容器温度と冷却パネル除熱量の数値解析結果は0.95の場合と比較して保守的で適切な評価であった。容器温度が最高420Cとなる窒素ガス条件で、容器温度は実験値に対して+72C、-128C、冷却パネル全除熱量はヒータ出力に対して-16.4%の精度で予測可能だった。(2)炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。

Cooling peformance of a water-cooling panel system for modular high-temperature gas-cooled reactors

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.477 - 478, 1995/00

モジュラー型高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷型冷却パネルシステムにおける構造物の温度分布及び除熱特性をシステムを模擬した実験装置により調べた。実験装置は径1m高さ3mの圧力容器に内蔵した最高出力100kWのヒータと圧力容器を囲むように設置した冷却パネルと大気雰囲気の炉室により構成される。本実験で得られた圧力容器内ヘリウムガス0.73MPa、窒素ガス1.1MPa充填の2条件に数値解析コードTHANPACST2を適用し、実験結果との比較からコードの検証を行った。圧力容器温度が最高420Cとなる窒素ガス条件での圧力容器表面温度の解析結果は、実験値に対して最大-72C、+128Cの差であった。冷却パネル除熱量の解析結果は、ヒータ出力の実験値に対して-16.4%の精度で予測が可能であった。炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、圧力容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。