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論文

Systematic measurements and analyses for lead void reactivity worth in a plutonium core and two uranium cores with different enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.

Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。

論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.93(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K$"o$chl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08

 被引用回数:34 パーセンタイル:14.56(Physics, Fluids & Plasmas)

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the $$l_i$$ dynamics within $$pm$$0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of $$I_p = 15$$ MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。

論文

Experimental studies of ITER demonstration discharges

Sips, A. C. C.*; Casper, T.*; Doyle, E. J.*; Giruzzi, G.*; Gribov, Y.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hutchinson, I.*; et al.

Nuclear Fusion, 49(8), p.085015_1 - 085015_11, 2009/08

 被引用回数:46 パーセンタイル:11.25(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERにおける放電の時間発展に関して、実験的に検証した。すなわち、着火から電流立ち上げ,電流フラットトップ,電流立ち下げである。着火に関しては、JETのような大型トカマクではECRFによる補助なしで、またECRFによる補助が有る場合にはすべての装置でITERの要求である一周電界$$leq$$0.35V/mでの着火を確認できた。立ち上げ時には、早期にダイバータ移行し大きなプラズマ断面を早くに形成することによりインダクタンスをよく制御できることがわかった。フラットトップでの種々の特性、特にH-mode遷移後と逆遷移後のインダクタンスの変化についてデータが得られた。

論文

Prospects for $$alpha$$-particle diagnostics by CO$$_{2}$$ laser collective Thomson scattering in ITER

近藤 貴; Richards, R. K.*; Hutchinson, D. P.*; 杉江 達夫; Costley, A. E.*; 三浦 幸俊; Lee, S.*

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07

燃焼プラズマでの支配的な熱源である$$alpha$$粒子の挙動を理解するために、$$alpha$$粒子の密度とエネルギースペクトルの空間の分布を測ることが必要とされている。そこで、ITERの$$alpha$$粒子測定のために、パルス炭酸ガスレーザーを用いた協同トムソン散乱(CTS)システムを開発している。ITERでは加熱ビームイオン(E=1MeV)は、接線方向に入射され、$$alpha$$粒子で類似した速さを持つ。しかし、CTS測定は一般的に、同じ速さを持つビームイオンと$$alpha$$粒子を識別することができない。この問題を解決するため、ビームイオンと$$alpha$$粒子を区別できる垂直散乱配置を提案した。この配置のCTSが、ビームイオンによってマスクされることなく$$alpha$$粒子を分析できることを計算により示した。また、垂直散乱配置によるビーム線とレシーバー・システムの予備的な設計を示す。さらに、JT-60Uプラズマを使ったCTSシステムの原理実証実験について示す。

論文

Collective Thomson scattering based on CO$$_{2}$$ laser for ion energy spectrum measurements in JT-60U

近藤 貴; 三浦 幸俊; Lee, S.*; Richards, R. K.*; Hutchinson, D. P.*; Bennett, C. A.*

Review of Scientific Instruments, 74(3), p.1642 - 1645, 2003/03

 被引用回数:17 パーセンタイル:33.16(Instruments & Instrumentation)

核融合炉心プラズマにおいて、高速$$alpha$$粒子の速度分布計測と、イオン温度計測の確立は重要な課題として挙げられており、計測手法の実証が求められている。JT-60Uでは、ITERにおけるイオン温度と高速アルファ粒子の計測手法の確立を目的として、炭酸ガスレーザー(10.6$$mu$$m, 15 J,1$$mu$$s)による協同トムソン散乱法の開発を行っている。検出器には量子井戸型赤外線検出器(QWIP)を用い、また迷光は高温炭酸ガスセルによって減少させる。JT-60Uに測定装置の設置を行うとともに、赤外ヘテロダイン受信機の検出感度や視野の較正手法を開発した。これを用いてJT-60Uプラズマにレーザーを入射して調整を行ったが、現在までに散乱光スペクトルは得られていない。問題点として、パルスレーザの放電による電気ノイズと、レーザーの周波数のシフトによる迷光の発生が挙げられる。

論文

Collective Thomson scattering using a pulsed CO$$_{2}$$ laser in JT-60U

近藤 貴; Lee, S.; Hutchinson, D. P.*; Richards, R. K.*

Review of Scientific Instruments, 72(1), p.1143 - 1146, 2001/01

 被引用回数:12 パーセンタイル:40.75(Instruments & Instrumentation)

核融合炉心プラズマにおける$$alpha$$粒子の速度分布計測と、イオン温度計測の確立は重要な課題であり、計測手法の実証が求められている。そこで、JT-60UにおいてITERにおけるイオン温度と高速$$alpha$$粒子の計測手法の実証を目的として、炭酸ガスレーザを用いた協同トムソン散乱計測法の開発を行っている。現在までに製作と据え付けが完了した、大出力炭酸ガスレーザ、高温炭酸ガスセルを用いた迷光フィルター、ヘテロダイン受信システム、JT-60U真空容器へのレーザビーム伝送系、ならびに周波数解析用のフィルターバンク等の測定システムについて説明する。また、イオン温度と高速イオンの測定可能のプラズマパラメータ領域を示す。さらにJT-60Uの高温プラズマを用いたイオン温度測定の初期結果について述べる。

論文

Fast ion diagnostics in JT-60U; $$gamma$$-ray and collective Thomson scattering measurements

近藤 貴; 長島 章; 塚原 美光; Richards, R. K.*; Hutchinson, D. P.*; 森山 伸一; 森岡 篤彦; 飛田 健次; 草間 義紀; V.G.Kiptily*

Proc. of 1998 Int. Congress on Plasma Physics, p.1478 - 1481, 1998/00

ITERにおいて、高速$$alpha$$粒子計測は開発すべき重要な計測の1つである。JT-60Uにおいて開発している2つの計測について述べる。(1)$$gamma$$線計測は、不純物イオンと高速イオンの反応により発生する1~20MeVの$$gamma$$線を測定している。これにより、MeVエネルギー領域のイオンエネルギー分布と高速イオンの閉じ込め特性を調べている。(2)協同トムソン散乱は、ITERにおいてイオン温度計測、及び$$alpha$$粒子の測定法として候補に上がっており、その測定法を実証するため、並びにJT-60Uのイオン温度計測法として開発を行っている。10ジュールのパルスCO$$_{2}$$レーザをプラズマ中に入射し、散乱角0.5度の散乱光をヘテロダイン受信する。散乱パワーの計算により、イオン温度測定に必要なS/N比が得られることが示される。

口頭

ウラン濃縮度の異なる2つの体系での鉛ボイド反応度価値に関するシリーズ実験

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

no journal, , 

鉛の散乱断面積の積分評価に資する新たなベンチマークデータを取得するため、米国National Criticality Experiments Research Center (NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、複数の実験体系において鉛ボイド反応度価値に関するシリーズ実験を行っている。鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的な実験データセットを得るように、燃料組成の異なる(高濃縮ウラン, 低濃縮ウラン, プルトニウム)体系を構成した。本報では、シリーズ実験の全体概要とこれまでに測定が終了した濃縮度の異なる2つのウラン体系での結果について報告する。JENDL-4.0及びENDF/B-VII.1による実験解析では、低濃縮ウラン体系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン体系では大きな差異が判明した。

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