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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

Fusion dosimetry based on nuclear heating measurement with microcalorimeters

池田 裕二郎; A.Kumar*

Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.881 - 888, 1998/00

FNSを用いた核融合中性子工学研究の一環としてマイクロカロリーメータを適用したD-T核融合中性子場の構造材中の核発熱測定法を開発してきた。測定データはKERMA関連核データ検証で有効に用いられた。その過程で、原子番号の小さい炭素やベリリウムは主に中性子に、高原子番号のタングステンや鉛は主に$$gamma$$線が発熱を支配することが分かった。そこで、マイクロカロリーメータ測定を発展させた任意の中性子・$$gamma$$線混在場で各々を独立に求めるドシメトリー法を提案した。中性子と$$gamma$$線に各々感度が高い異なるプローブ組み合せ、温度上昇の実測値と解析データに基づく感度比から中性子線と$$gamma$$線の線量を求めた。測定結果は、中性子及び$$gamma$$線の輸送計算から求めた値と概ね一致した。その結果は、本ドシメトリー法の妥当性とともに実際の核融合環境での適用の有効性を示すものである。

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

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

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

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。

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

Direct nuclear heating measurements with a microcalorimeter and KERMA data validation

池田 裕二郎; A.Kumar*

Proc., Int. Conf. of Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 1, 0, p.193 - 200, 1994/00

新たに開発したマイクロカロリーメーターによる14MeV中性子源FNSを用いて核融合炉構成候補材(黒鉛、チタン、鉄、ニッケル、銅、亜鉛、ジルコン、ニオブ、モリブデン、錫、タングステン、SS316、炭酸リチウム)を対象に行った核発熱率測定実験を紹介する。さらに、JENDL-3等核データの核発熱率予測精度の検証を目的として、測定データをもとに行った実験解析結果を示す。本件では、これまでに行った開発研究を総合的にレビューすると共に、今後の研究課題、動向について述べる。

報告書

Joint report of JAERI/USDOE collaborative program on fusion neutronics; Induced radioactivity measurements in fusion neutron environment

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

JAERI-M 93-018, 164 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-018.pdf:4.96MB

核融合ニュートロニクスに関する原研/米国DOE共同実験計画の一環として1988年より誘導放射能実験が開始された。目的はDT中性子場での一連の核融合構造材の放射化特性を明らかにし設計に用いる計算コード及び核データの妥当性の検証を行うことにある。これまでに第2段階C、第3段階A,Bで実験が終了し、主要構造材を含む20の材料を対象として照射時間が、30分、10時間、冷却時間が10分から1週間までの崩壊$$gamma$$線スペクトルデータを測定した。得られた実験データを基にして、主な計算コードシステム、THIDA-2,REAC$$ast$$2,DKRICF及びRACCによる実験解析を行った結果、幾つかの物質で、計算に用いた崩壊データ並びに放射化断面積の不備が示され、本実験の果たした役割の重要性が明らかとなった。本レポートは、実験手法、これまでの実験データ及び一連の解析結果を共同報告書としてまとめたものである。

報告書

Phase IIC experiments of the USDOE/JAERI collaborative program on fusion blanket neutronics; Experiments and analysis of heterogeneous fusion blankets, Volume II: Analysis

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

JAERI-M 92-183, 106 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-183.pdf:2.6MB

核融合中性子工学に関する原研/米国エネルギー省協力研究のフェイズIIC実験ではいくつかのブランケット設計にみられる実際的な非均質性をもつブランケットについての積分実験と計算解析が行われた。二つの配置、即ち酸化リチウムとベリリウムの多層系(BEO)および水冷却チャンネル(WCC)体系が採用された。実験の目的は非均質構造周辺てのトリチウム生成率等の予測精度を調べることで、MORSE-DDとMCNPコードが両体系に、DOT3.5/GRTONCLとDOT5.1/RUFFコードがWCC体系に適用された。BEO体系実験では領域別トリチウム生成率の測定値に対して、計算との比(C/E)が原研が0.95-1.05米国が0.98-0.9であり、これまでの実験の傾向と一致した。WCC体系実験ではリチウム6によるトリチウム生成率のC/Eが水冷却チャンネルの周辺で著しく変化した。NE213によって求めたリチウム7によるトリチウム生成率では米国が20-25%大きく、用いた両国の核データの差に原因がある。

報告書

Phase IIC experiments of the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics; Experiments and analysis of the heterogeneous fusion blankets, Volume I: Experimental results

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

JAERI-M 92-182, 151 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-182.pdf:4.31MB

原研と米国エネルギー省との間の協定に基づく核融合ブランケット中性子工学に関する協力計画のフェイズIICの実験として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実施した。実験配置はフェイズIIA実験と同様に中性子源を炭酸リチウムの包囲層で囲んだ閉鎖体系を用いた。選択した非均質体系はベリリウム多層体系と水冷却チャネルを含む体系である。前者はベリリウムと酸化リチウム層を交互に重ねた体系で、後者は酸化リチウム内に三つの冷却チャンネルを設けた体系である。これらの体系は中性子束の急激な変化を物質境界で発生し、そこでの計算精度と測定手法がこの実験の主要点である。測定はこれまでの実験と同様トリチウム生成率等の核パラメータに対して行われた。本報告書では核融合炉核設計の計算手法と核データの試験のためのベンチマークデータとして用いるに充分な実験の詳細と結果を述べる。

論文

Measurement and analysis of nuclear heat depositions in structural materials induced by D-T neutrons

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

Fusion Technology, 21(3), p.2190 - 2196, 1992/05

核融合中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の一環としてカロリメトリック法によるDT中性子核発熱測定を進めている。真空容器で断熱したプローブ(Li$$_{2}$$CO$$_{3}$$,黒鉛,Ti,Ni,Zr,Nb,Mo,Sn,PbおよびW)中の核発熱による温度上昇を白金測温抵抗体及びサーミスタで測定し核発熱率を求めた。高精度電圧計の導入、スイッチングノイズの低減、バックグラウド温度の安定化を図り測定誤差を$$pm$$10%以内とした。実験解析は、JENDL-3を用いたDOT3.5による計算及びENDF/B-Vを用いたMCNPモンテカルロ計算により行った。核発熱率の実験と計算の比較により、計算に用いたKERMA係数の積分的な妥当性を検討した。その結果、JENDL-3及びENDL-85を用いた(KERMA)計算は、Zrを除き実験値を$$pm$$15%以内で再現することが明らかとなった。他のライブラリー(RMCCS,ENDF5T,MBCCS)はガンマ線の計算に問題が残り$$pm$$30%以内の一致となっている。

論文

Measurements of long-lived activation cross sections by 14MeV neutrons at FNS

池田 裕二郎; A.Kumar*; 今野 力

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.364 - 366, 1992/00

DT核融合炉の運転に伴って生成する放射性廃棄物の評価では長寿命放射化断面積の精度が問題である。現在迄に得られたデータは極めて少なく、不確定性が大きい。FNSでは日米協力研究の一環として、核融合炉で問題となる一連の長寿命放射化断面積を測定した。対象とした14種類の反応の放射性生成核種の半減期は10年から10$$^{6}$$年に渡る。DT中性子フルエンス10$$^{15}$$n/cm$$^{2}$$以上の照射を行い1.5年以上の冷却時間の後に、高効率Ge検出器(115%)を用い測定を行なった。本実験で得られた断面積は、他の測定者によるデータ、SINCROSによるモデル計算と比較を行なった。長寿命核は通常、高いスピン状態にあり、核反応過程の理解に本実験データは有効に利用できるものであり、並びに、より精度の高い、半実験式の導出が可能となる。

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