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論文

IFMIF原型加速器(LIPAc)入射器の現状

神藤 勝啓; 市川 雅浩; 高橋 博樹; 近藤 恵太郎; 春日井 敦; Gobin, R.*; Sen$'e$e, F.*; Chauvin, N.*; Ayala, J.-M.*; Marqueta, A.*; et al.

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.493 - 495, 2015/09

日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門では、加速器駆動型中性子源を用いた核融合炉材料開発施設である国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証のための原型加速器の開発を青森県六ケ所村で進めている。この加速器は入射器、RFQ及び超伝導リナックで構成された重陽子線形加速器であり、9MeV/125mAの連続ビーム生成を目指している。入射器はフランス原子力庁サクレー研究所(CEA Saclay)で開発され、2012年秋まで100keV/140mAの陽子及び重陽子の連続ビーム試験を行った。この入射器を青森県六ケ所村の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)に搬送し、2013年末より入射器の据付作業の開始、2014年11月に陽子ビームの生成に成功した。その後、イオン源のコンディショニングを行いながらビーム試験を実施してきた。本発表では六ヶ所サイトで実施してきたビーム試験の結果など入射器の現状について報告する。

論文

IFMIF/EVEDA原型RFQ加速器のRFカプラー開発

前原 直; Antonio, P.*; 市川 雅浩; 高橋 博樹; 鈴木 寛光; 杉本 昌義

Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.561 - 563, 2014/06

IFMIF/EVEDAの原型加速器では、共振周波数175MHzを採用したRFQ線形加速器(0.1-5.0MeV-130mA)の開発を進めている。このRFQでは、8つのRFインプットカプラーを用いてトータル1.38MWの高周波電力入力が要求され、6 1/8インチ同軸導波管をベースにループアンテナを採用した定常化(CW)運転RFインプットカプラーの開発を行っている。ループアンテナの大きさは、実機モデルを模擬した長軸アルミRFQ(L=9.8m)を用いたカップリングファクターの測定により決定した。またCW運転での高周波損失による発熱を除去するためにループアンテナ内部に冷却チャンネルを設けて、ループアンテナでの300Wレベルの熱負荷に対して水冷方式にて数kWレベルの十分な熱除去を可能とした。さらにループアンテナ構造を持つRFインプットカプラーの高周波伝送試験のために、新たにカップリングキャビティを設計し、カップリングキャビティに2つのRFカプラーを接続してRF伝送試験を開始した。本講演では、IFMIF/EVEDA原型加速器のRFQ線型加速器のRFインプットカプラーとカップリングキャビティの工学設計について発表する。

論文

Activation analyses of air by deuteron beam at 5-9 MeV

高橋 博樹; 前原 直; 榊 泰直; 市川 雅浩; 鈴木 寛光; 杉本 昌義

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.261 - 263, 2014/04

デモ核融合炉の材料開発のために、加速器を用いた中性子照射施設が必要とされている。そして、D-Liストリッピング反応による中性子生成により14MeVの中性子束を得るために、40MeVの重陽子ビームが液体リチウムに入射されることがIFMIFの設計方針となっている。重陽子の加速器においては、ビームロスによる放射化の評価が重要である。本件では、5MeVと9MeVの実験データを用いて、ビームロスにより生成される空気中の放射化をPHITSコード、及び、DCHAINコードを用いて評価した。

論文

Engineering design of the RF input coupler for the IFMIF prototype RFQ linac

前原 直; Palmieri, A.*; Mereu, P.*; 市川 雅浩; 高橋 博樹; Comunian, M.*; 鈴木 寛光; Pisent, A.*; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2740 - 2743, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.33(Nuclear Science & Technology)

For the IFMIF/EVEDA RFQ linac, engineering design of the RF input coupler is carried out. The RF input coupler with a cooling port ($$L$$ = $$lambda$$/4), based on a 6 1/8 inch co-axial waveguide, is designed for the CW operation, and cooling channels are installed into the inside of loop antenna, the outer-conductor and the inner-conductor around RF window. For the loop size, RF coupling factors on beam loading are evaluated with based on the measured S$$_{11}$$ parameter and Q value on Aluminum RFQ module. In order to fulfill the acceptance Q$$_{0}$$ value of 9000 for the RFQ, the insertion depth of L = 45 mm is chosen. For this loop antenna size, magnetic field strength around the loop and surface loss density on the loop are evaluated, it is found to satisfy with the RF coupler acceptance values.

論文

Effect of hydrogenation on the electronic state of metallic La hydrides probed by X-ray absorption sectroscopy at the La $$L$$-edges

石松 直樹*; 笹田 良平*; 圓山 裕*; 市川 貴之*; 宮岡 裕樹*; 木村 通*; 坪田 雅己*; 小島 由継*; 圓谷 貴夫*; 小口 多美夫*; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 190, p.012070_1 - 012070_4, 2009/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:39.27

金属ランタン水素化物LaH$$_x$$のランタン$$L$$吸収端のXANES測定を実施し、水素化に伴うランタン$$5d$$$$6p$$の電子状態変化を調べた。水素量の増加によって、$$x$$$$>$$2でランタン$$L_{2,3}$$吸収端のホワイトラインの強度の増加が観測された。これは八面体サイトに水素が侵入したことによってランタン5$$d$$のホールが増加したことに起因すると考えられる。一方で、ランタン$$L_1$$吸収端の肩構造は水素量が0から2へ増加すると消失する。これは四面体サイトに侵入した水素によって$$p$$-$$d$$混成が弱められたためであると考えられる。

論文

中性子レンズ、ベンダーの開発

曽山 和彦; 鈴木 正年; 市川 博喜; 川端 祐司*

原子力工業, 43(10), p.36 - 41, 1997/10

最近原研及び京大炉外で開発された中性子光学応用機器の中から中性子レンズ、スーパーミラー中性子ベンター、極冷中性子ベンダー、スーパーミラー集束機器について紹介する。中性子光学応用機器は、低速中性子が全反射やブラッグ反射等の波動性を示すことを利用して、中性子を効率良く輸送、分岐、集束化等を行う装置である。中でも中性子レンズは、多数本のマルチキャピラリー(多重毛細管)ファイバー(チャネル内径10$$mu$$m)を1点に集束させるように配置したもので、これにより冷中性子の強度を1mm$$^{2}$$当たりで10倍増加させることが可能である。本稿では、この中性子レンズの特性及び応用と、スーパーミラー等を応用した中性子ベンダー等について述べる。

報告書

研究炉用アルミ合金の機械強度特性

柴田 勝之; 菊池 博之; 金田 義朗; 古平 恒夫; 市川 博喜

JAERI-Research 97-015, 59 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-015.pdf:2.36MB

研究炉の構造材として多用されているアルミ合金について、研究炉の老朽化対策や高性能研究炉開発に必要な材料強度に関するデータベースの整備を行うため、A5052-OおよびA6061-T6の照射試験を進めている。本報告は、非照射材について母材および溶接継手のシャルピー衝撃試験、引張り試験および破壊靱性試験を完了したので結果をとりまとめたものである。A5052アルミ合金母材については有効な破壊靱性値は得られなかったが、A5052材の溶接継手およびA6061材の母材および溶接継手について有効な値が得られた。A6061母材の破壊靱性はA5052およびA6061の溶接継手材に比べて極めて低く、構造材として使用する場合、母材の脆性破壊防止に注意が必要なことが分かった。なお、照射材についてはJRR-3でのキャプセル照射とホットラボでの照射後試験を進めている。

論文

High resolution static imaging system in JRR-3M neutron radiography facility

松林 政仁; 市川 博喜; 小林 久夫*; 鶴野 晃

Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.275 - 282, 1996/00

JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置の高性能を活かす高解像度撮像システムを現在開発中である。本システムは蛍光コンバータ、石英鏡、レンズ、冷却型CCDカメラから構成される。冷却型CCDカメラは、線型応答性、ダイナミックレンジの応さ、画像歪みの無さ等の点において優れている一方、放射線に対する感度が高いため、ホワイトスポットの発生という問題を抱えている。この問題の解決には、中央値フィルタに判断能力を持たせたフィルタを開発し対処した。また、蛍光コンバータの試作を行い、高解像度化を進めた。さらに、本システムの応用例としてCTを行い、良好な結果が得られた。

報告書

出力暴走条件下におけるアルミニウム被覆ウランシリサイド板状燃料の溶融及び機械的エネルギの発生

更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

JAERI-Research 95-077, 28 Pages, 1995/10

JAERI-Research-95-077.pdf:2.49MB

燃料全体に及ぶ溶融、更には微粒子化に伴って機械的エネルギの発生に至る苛酷な出力暴走条件下で、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料のパルス照射実験を実施した。即発発熱量1.68kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$で、発熱部に貫通口を生じ、下部に溶融物の塊を生ずるなど著しい変形が見られたが、この条件ではU$$_{3}$$Si$$_{2}$$燃料粒子は外周部にアルミニウム母材との反応相を形成するものの完全な溶融には至っておらず、即発発熱量が1.99kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$以上に達すると完全に溶融し、凝固後広い範囲に亘って樹状晶を形成する。燃料の微粒子化及び機械的エネルギ発生しきい値は約3.4kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$で、即発発熱量の上昇に伴って機械的エネルギ転換率は増大し、最大4.3%に達した。

論文

Comparison of JRR-4 core neutronic performance between silicide fuel and TRIGA fuel

中野 佳洋; 市川 博喜; 中島 照夫

Proc. of the 16th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 0, p.313 - 320, 1994/03

JRR-4の燃料濃縮度低減化計画に基き、炉心に低濃縮シリサイド燃料と、低濃縮トリガ燃料を装荷した場合について、両者の核特性解析、炉心性能比較を行った。シリサイド燃料では、ウラン密度を3.0,4.0,4.8g/cm$$^{3}$$と変化させて計算を行った。また、トリガ燃料では、ウラン量を、20,30,45%と変化させた。その結果、ウラン量が増加すると、炉心照射孔内の熱中性子束が低下すること、シリサイド燃料の方が高い熱中性子束を得られること、トリガ燃料の方が高い燃焼度が得られること等が分かった。また、JRR-4の低濃縮燃料として、シリサイド燃料の場合には3.8g/cm$$^{3}$$程度のウラン密度が、トリガ燃料の場合には40%程度のウラン量が適当であろうとの見通しを得た。

論文

Transient behavior of low enriched uranium silicide plate type fuel for research reactors during reactivity initiated accident conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.741 - 751, 1993/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.93(Nuclear Science & Technology)

研究炉用燃料の低濃縮化が推進されているが、安全性研究の観点から、燃料板の過渡ふるまい-特に燃料しきい値と破損モードに関する研究を、安全性試験研究炉(NSRR)を用いて実施した。未照射シリサイド小型燃料板に対して、低発熱量(低温)から徐々に発熱量を増加して行く方式で、燃料板の破損発熱量を同定し、それが82~94cal/s・fuelの間にある事を見い出した。この発熱量領域に於ける燃料板表面最高温度は400$$^{circ}$$C以下である。燃料板の破損は、板の長手方向にほぼ直角に微細割れが伝播するモードで生じている。粒界割れであり、燃料板表面から芯材に向って割れは走っている。この割れ発生の駆動力は、核沸騰離脱(DNB)を生じて高温化した燃料板が急冷される際に生じる温度差によるものであり、いわゆる「焼き割れ」の形態で燃料板は破損すると思われる。熱応力計算結果もこの推定が妥当である事を示唆している。

報告書

JRR-3M中性子導管の特性測定

鈴木 正年; 川端 祐司*; 市川 博喜

JAERI-M 92-201, 17 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-201.pdf:0.79MB

JRR-3改造炉(JRR-3M)に総延長232mにおよぶ大規模中性子導管群が設置された。2本の熱中性子導管と3本の冷中性子導管からなる中性子導管群の中性子スペクトル及び中性子束を測定した。中性子スペクトルは設計計算と良い一致をみた。また中性子束については、特性波長2$AA$の2本の熱中性子導管端末で1,2$$times$$10$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$・sまた冷中性子稼働時において、特性波長4$AA$の2本の冷中性子導管端末で2.0$$times$$10$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$・s、特性波長6$AA$の冷中性子導管端末では1.4$$times$$10$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$・sを得た。

論文

Transient behavior of silicide plate-type fuel during reactivity initiated accident conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Proc. of the 16th RERTR Meeting, 16 Pages, 1993/00

低濃縮小型シリサイド板状燃料(19w/o$$^{235}$$U,4.8gU/c.c.)は研究炉用燃料として用いられる実機燃料板を小型化したものであるが、これを用いて過渡実験を実施したのでその結果につき報告する。研究の主たる目的は、1)燃料破損しきい値と破損メカニズムの究明,2)140$$^{circ}$$Cから970$$^{circ}$$Cに渡る温度領域に於いての燃料板の寸法安定性の検証、等である。小型燃料板は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。

論文

Experimental studies using JRR-3M neutron radiography facility in JAERI

松林 政仁; 鶴野 晃; 市川 博喜; 古平 恒夫; 白井 英次

Proceedings of 4th Asian Symposium on Research Reactors (ASRR-4), p.192 - 197, 1993/00

JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置は1991年に完成し、その後原研内外の研究者との間で同装置を利用した協力研究が活発に行われてきている。その協力研究は、従来から中性子ラジオグラフィを利用してきた工学分野にととまらず、農学や生物医学の分野にまで及んでいるのが特徴である。農学においては、植物の根の成長及び土壌中の水の動態について研究がなされており、生物医学においては、マウス及びラットを用いてX線ラジオグラフィと相補な動物の内部情報を得ようとする研究がなされている。また工学分野においては、本装置の中性子テレビシステムを用いた流れの可視化が活発に行われている。特に気液二相流、沸騰流、液体金属の流れ等、他の実験手法に替え難い領域の流れの可視化においてその威力を発揮している。本報では、JRR-3中性子ラジオグラフィ装置を利用して行われた研究の成果を紹介する。

論文

Dimensional stability of low enriched uranium silicide plate-type fuel for research reactors at transient conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.233 - 243, 1992/03

本報は、試験研究炉用低濃縮ウラニウムシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験研究の結果について、報告するものである。パルス照射は安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。得られた結果は、以下の通りである。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、供試燃料板は非常に良い寸法安定性を示し、燃料破損はなかった。(2)540$$^{circ}$$C以上では、Al-3%Mg合金被覆材に割れが生じた。被覆材の溶融温度640$$^{circ}$$Cを越えると、曲がりの増加、溶融アルミの流動によって露出した芯材部分の割れにより、燃料板は健全性を喪失した。この様な状況になっても、燃料板の破砕や機械的エネルギの発生は、燃料温度971$$^{circ}$$Cまで全く見られなかった。(3)971$$^{circ}$$C付近の高温領域では、燃料芯材と溶融芯材アルミスは溶融アルミ被覆材との反応が生じた。

論文

JRR-3改造炉の特性

一色 正彦; 高橋 秀武; 市川 博喜; 白井 英次

日本原子力学会誌, 34(2), p.108 - 118, 1992/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.53(Nuclear Science & Technology)

JRR-3改造炉は、平成2年3月22日初臨界を達成した後、ゼロ出力試験、出力上昇試験等の特性試験を経て、11月からは熱出力20MWでの利用運転を開始し、3年6月には平衡炉心に到達した。この間、炉心核・熱水力特性、原子炉運転制御性能、実験利用設備性能、遮蔽性能等種々の特性測定が実施され、その結果、JRR-3改造炉が汎用研究炉として世界でもトップレベルの性能を有していることが確認された。

報告書

技術報告: NSRRを用いたシリサイド板状燃料実験の技術開発

柳澤 和章; 曽山 和彦; 市川 博喜; 根本 工; 星野 修; 宇野 久男; 梅田 政幸; 鈴木 敏夫; 金澤 浩之; 木村 康彦; et al.

JAERI-M 91-114, 67 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-114.pdf:4.28MB

研究炉では、濃縮度低減のため、従来使用して来たアルミナイド板状燃料からシリサイド板状燃料に材質が変更されつつある。NSRRでは安全性の観点から、このシリサイド燃料に係るパルス照射実験を計画したが、実験開始に先立って、幾つかの克服すべき技術的課題に直面した。(1)シリサイドは金属燃料板であるため、照射実験を行っても、十分に安全が担保できる照射カプセルを設計・製作する必要性、(2)熱伝導性の良いアルミ被覆板に熱電対を抵抗溶接する技術の確立、(3)照射後試験については、NSRRでは実施経験がなく、あらたに幾つかの機器の準備、発熱量較正訓練、計量管理等を行うことの必要性、これらの技術的課題を、約4年の歳月をかけて解決したので、その成果を報告する。

報告書

JRR-3炉心管理用計算コードシステム

曽山 和彦*; 根本 博行*; 鶴田 晴通; 市川 博喜

JAERI-M 91-088, 225 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-088.pdf:4.47MB

JRR-3は、熱出力20MWの軽水減速冷却プール型炉として、炉本体、冷却系及び利用設備の更新を含めた改造が進められ、1990年3月に初臨界を迎えた。この改造後のJRR-3炉心管理を行うため、SRACシステムを使用して、3次元燃焼計算を基礎にした炉心管理用計算コードシステムを作成した。このシステムは、制御棒位置、燃料配置、運転パターン等を考慮して、反応度や出力分布及び燃料燃焼度の管理を行うことができる。本報告書は、その使用手引としてまとめたものである。

報告書

超長寿命軽水動力炉心の設計研究

内藤 俶孝; 古田 照夫; 市川 博喜; 高野 秀機

JAERI-M 91-028, 151 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-028.pdf:4.53MB

軽水動力炉におけるプルトニウムの有効利用を目指し、超変燃焼度の達成が可能な超長寿命軽水動力炉心とそれを含むTRU閉じ込め燃料サイクルを提案した。超長寿命炉心については、プルトニウム高富化MOX燃料と$$^{238}$$Uの特殊吸収棒を用いる単純な機構により、低過剰反応度と負のボイド係数を確保しながら100GWd/t以上の燃焼度を達成するシナリオを得た。さらに、TRUを可燃毒物として添加することにより、全燃焼期間にわたって反応度変化を小さくすることができた。また、TRUを超長寿命炉心で繰り返し燃焼させることにより、全体としてTRU総量の増大のない「TRU閉じ込め燃料サイクル」が成立する見通しが得られたため、その概念を検討するとともに長期燃焼に伴う燃・材料の特性の変化、再処理、輸送、MOX加工等燃料サイクルに係わる問題点及び必要な研究開発施設について検討し、課題を整理した。

論文

Studies of transient behavior of low enriched silicide fuel plates by pulse-irradiation in the NSRR

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫; 山原 武

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.391 - 398, 1991/00

試験研究炉に於けるシリサイド燃料使用の機運は高まっており、その為過渡及び事故時における安全性に関しては、最近重大な関心が注がれている。原研NSRRにて、未照射低濃縮ウラニウム(19.89$$omega$$/$$o$$)シリサイド小型板状燃料を用い、154cal/g・fuelまでの発熱量を与える実験を実施した。その結果、燃料板には970$$^{circ}$$Cの過渡温度変化が観察された。炉内データ及びパルス後の照射後試験より、以下の事柄が明らかになった。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、寸法安定性が維持され、燃料板は非破損であった。(2)400$$^{circ}$$C以上では燃料板変形が進み、Al-3%Mg被覆材の溶融点を越えた640$$^{circ}$$Cでは、曲がり(最大7mm)、溶融、リロケーション(いずれも被覆材)、芯材の露出が観察され、大きな損傷に至った。(3)970$$^{circ}$$Cまでの過渡温度にあっても損傷燃料板からの機械的エネルギー発生等はなかった。

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