Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
西尾 隆宏*; 安 東秀*; 野村 淳士*; 宮地 浩輔*; 江口 豊明*; 坂田 英明*; Lin, S.*; 林 伸彦; 中井 宣之; 町田 昌彦; et al.
Physical Review Letters, 101(16), p.167001_1 - 167001_4, 2008/10
被引用回数：99 パーセンタイル：93.08(Physics, Multidisciplinary)超伝導コヒーレンス長の0.8から2.5倍の半径を持つナノスケールサイズのPb(鉛)アイランドについて、その磁場中での超伝導特性を、低温走査型トンネル顕微鏡を用いて研究した。超伝導状態の空間プロファイルが、ゼロバイアス電圧でのトンネル伝導度測定から得られた。それぞれのPbアイランドにおいて、磁束の侵入と排斥に対する臨界磁場、及び超伝導破壊に対する臨界磁場を測定した。それらの臨界磁場がアイランドのサイズに依存することと、アイランドへの磁束侵入が可能となる最小のサイズが存在することを観測した。
南 正樹*; 坂田 英明; 吉川 信治; 山田 文昭
JNC TN4410 2005-001, 123 Pages, 2005/03
JNC-TN4410-2005-001.pdf:6.81MB
将来の多様な高速炉プラントの概念設計を支援することを目的として、「もんじゅ」の設計手法をベースとした、FBRプラントエンジニアリングシステムの開発を進めている。これまでに本システムは、「もんじゅ」の予備設計から概念設計までの設計手法を対象に、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様を評価することができる「FBRプラント概念検討システム」と、設計仕様の相互の関係が複雑かつ設計手順が必ずしも明らとなっていない設計に対して、マトリクス処理とグラフ理論を適用して設計支援する「先進的設計支援ツール」をパソコン上に開発した。本システム開発の主な成果は以下の通り。(1)「もんじゅ」の予備設計から概念設計段階で検討した基本的かつ主要な設計仕様の選定の経緯及び根拠を調査し、概念設計支援を行なうために必要な設計手法を集約した。(2)電気出力や主蒸気条件などの基本的な要件から、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様の評価を行う、FBRプラント概念検討システムをパソコン上に開発した。(3)FBRプラント概念検討システムを用いて、「もんじゆ」の仕様値が模擬できることを確認した。また、「もんじゅ」以外のFBRプラントについて設計仕様値の試計算を行い、FBRプラント概念設計支援に適用できる見通しを得た。(4)マトリクス処理とグラフ理論を適用した先進的設計支援機能は、膨大な設計仕様の相互の関係を整理し、複雑な設計手順を効率良く把握する方法として有効であることを明らかにした。
相澤 龍彦*; 山本 重男*; Kim, S.*; Yang, J.*; 祝迫 恭*; 戸田 信一; 笠川 勇介; 坂田 英明; 桶谷 和浩*
JNC TY4400 2003-003, 100 Pages, 2003/08
JNC-TY4400-2003-003.pdf:14.97MB
原子力工学において、多量の排熱の処理は、環境負荷低減あるいは効率的なエネルギー利用に欠かせない課題である。さらに、CO2排出のきわめて少ない原子力の長所を最大限に活用するためにも、必須な技術である。従来の熱電変換素子の研究では、物質的に高効率の材料開発に重点をおいてきた。他方、排熱利用技術に関しては、排熱源の性格を考慮した取り組みが待たれるなど、排熱利用技術としての熱電発電への要望と研究開発現状とは大きくかけ離れている。本研究では、熱電発電を排熱利用手法として高効率に活用する上での課題を指摘し、それを解決する手法を開発提案し、敦賀本部国際技術センターFBRサイクル総合研修施設におけるNaループ上で確認実験することで、新しい排熱回収システムの可能性を主張する。本研究の特徴ならびに成果は以下にまとめられる。
原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.827 - 837, 2002/08
被引用回数：19 パーセンタイル：72.74(Nuclear Science & Technology)非結合型(超臨界)水素モデレータについて、高い中性子性能を実現するために、デカップリングエネルギーを変えて、プリモデレータと反射体材質(鉛,ベリリウム,鉄,水銀)に関する最適化研究を行った。その結果、鉛反射体中で、最適化されたプリモデレータと、適切なデカップリングエネルギーの採用により、ベリリウム反射体を用いた場合より、高い中性子性能が得られることを示した。
甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(2), p.120 - 128, 2002/02
被引用回数：13 パーセンタイル：60.28(Nuclear Science & Technology)高い積分強度の冷中性子ビームに対する利用者からの要求が大きいため、2つの取り出し面を確保し、できるだけ多くのビームラインを配置できるよう結合型液体水素モデレータの設計検討を行っている。本研究では、これまで提案してきた背中にプリモデレータを共有する2つのモデレータを、より単純化した拡張型プレモデレータ付き単一のモデレータを提案し、さまざまな視点(モデレータ厚さ,プレモデレータ拡張寸法,反射体材料,パルス特性,等)からの最適化を行った。その結果、これまでの中性子強度と遜色なく、パルス特性が改善され、また工学的熱負荷を低減できることが示された。この結果は、統合計画の冷中性子モデレータ設計に反映させることとした。
勅使河原 誠; 明午 伸一郎; 坂田 英明*; 甲斐 哲也; 原田 正英; 池田 裕二郎; 渡辺 昇
JAERI-Research 2001-022, 33 Pages, 2001/05
JAERI-Research-2001-022.pdf:5.16MB
パルス核破砕中性子源開発の一環として、これまでのニュートロニクス検討及び工学的検討のもとに構築されたモデル(統合モデルと言う)を用いて、設計等に必要とされる結合型モデレータにおける核特性評価検討を行った。その結果として、次に示す有用な知見が得られた。主減速材である水素モデレータ内の総核発熱は入射陽子ビーム出力がMWあたり約420Wである。核発熱密度は最も高いところで約1W/cm
である。プレモデレータの核発熱は約9.2kW/MWで最も大きな寄与である。室温から100Kの範囲に渡ったプレモデレータの温度変化は、水素モデレータの中性子特性に影響しない。中性子透過の観点から、モデレータ容器材料として6000系及び7000系のアルミ合金が有望である。また、ビーム窓による陽子ビームの広がりは、モデレータの核発熱に影響しない。
原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎
JAERI-Research 2001-016, 32 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-016.pdf:1.74MB
高性能な非結合型水素モデレータの設計のために、プリモデレータ、反射体材質の選択、ライナー長さの最適化に関する検討を行った。中性子工学計算には、NMTC/JAMコード及びMCNP-4Cコードを用いた。結果から、鉛反射体下では、デカップリングエネルギー、プレモデレータの形状及び厚さを調整することにより、ベリリウム反射体下でパルス特性を凌駕することが可能であることが示された。反射体材質の選択では、鉛反射体や水銀反射体では、プリモデレータの利用により、中性子強度が増加することやモデレータ内核発熱が軽減することが示された。また、軽水プリモデレータを使用すると、パルステールが小さくなるが、重水プリモデレータを使用するとピーク強度が大きくなることも示された。中性子工学の観点から、最小のライナー長さが得られた。
甲斐 哲也; 原田 正英; 渡辺 昇; 勅使河原 誠; 坂田 英明*; 池田 裕二郎
JAERI-Conf 2001-002, p.868 - 872, 2001/03
MWクラスの短パルス核破砕中性子源において、2cmの水素と3cmの軽水を組み合わせた非結合型複合モデレータが、高分解能液体メタンモデレータの代替として提案されてきた。しかし、50-100MeV領域におけるパルス波形は、液体メタンや液体水素モデレータからのものと比較して、幅が広く、減衰時間も大きなものであることがわかった。さらに、ある領域で時間積分強度が勝っているにもかかわらず、パルスピーク強度では劣っていることもわかった。本論文では、より狭いパルス幅と、短い減衰時間を得ることを目的として、水素と軽水の間をポイゾンした複合モデレータについて研究を行った。
春日井 好己; 高田 弘; 中島 宏; 坂田 英明*; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 川合 將義*; 猪野 隆*; Jerde, E.*; Glasgow, D.*; et al.
JAERI-Conf 2001-002, p.955 - 963, 2001/03
GeV陽子を使ったMW級の強力中性子源の建設が計画されている。そのため、放射線安全解析において、大量の中性子やGeV領域の陽子に伴う放射線場中での誘導放射能の見積もりが必要とされている。その計算コードの精度評価のため、ブルックヘブン国立研究所のAGS加速器を使った核破砕中性子場による誘導放射能に対する積分実験をASTE共同実験の一環として行った。核破砕中性子は、水銀ターゲットに1.6, 12, 24GeVの陽子を入射させることにより発生させた。入射陽子の数は、それぞれの照射に対して、3
4
10
個であった。照射した箔は、アルミニウム,チタン,ニッケル,コバルト,イットリウム,ニオブ,インジウム,ツリウム,及びビスマスで、それらをターゲットのビーム入射面から1020cmの位置においた。照射後、その誘導放射能を数時間から数ヶ月のいくつかの冷却時間で測定した。実験結果は、NMTC/JAMと融合したDCHAIN-SPコードによる計算値と比較した。断面積データを含めた計算の妥当性について議論する。
甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎
JAERI-Conf 2001-002, p.786 - 792, 2001/03
これまで、1個の背面プレモデレータを共有する2個のモデレータセットを提案してきた。最高漏洩中性子束となる場所に2個のモデレータが同時に配置されている。また、拡張型プレモデレータは、冷中性子強度をより強くすることが示されており、拡張型プレモデレータの最適化により、さらに中性子強度を高められると考えられる。一方、強度を犠牲にせず、背面プレモデレータを省略して2個のプレモデレータを1個で置き換え可能と考えることもできる。またパルス特性の改善も期待できる。本論文では、主モデレータと拡張型モデレータの最適化を行った。その結果、1個のモデレータを用いた場合において、より高い時間積分、パルスピーク強度が得られ、モデレータ核発熱も低減された。よって、2個のモデレータを1個のモデレータで置き換えるべきであるという結論に至った。
勅使河原 誠; 原田 正英; 渡辺 昇; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 池田 裕二郎; 大井 元貴*
JAERI-Conf 2001-002, p.835 - 847, 2001/03
核破砕反応による中性子は陽子を起因とする。そのため、陽子エネルギーの選択は性能の高い中性子源の開発において重要である。本研究では、最適な中性子源にとって最適な陽子エネルギーを見いだすため現実に近い体系(ターゲット・モデレータ・反射体)をモデルにし、そのモデレータから得られる中性子特性(中性子強度)をニュートロニクス計算によって評価した。ニュートロニクス検討の結果、最も性能の高い中性子源を得るための陽子エネルギーは1-2GeVであり、それ以上のエネルギーの増加は中性子強度が減少するため性能は下がることが得られた。中性子強度の陽子エネルギー依存性が、最適化された裸の体系から得られる全中性子収率と傾向が同じであることや、モデレータの種類(結合型や非結合型)に関わらず変化しないことも新しい知見として得られた。
勅使河原 誠; 原田 正英; 渡辺 昇; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 池田 裕二郎
JAERI-Conf 2001-002, p.722 - 733, 2001/03
非結合型モデレータにおいて幅が狭くテールのひかないパルス形状は重要である。この目的のために、今回、新しく反射体材料として水銀を提案し、水銀の中性子特性をニュートロニクス計算によって評価した結果を報告する。パルスピークは、これまでに最大ピーク強度が得られている鉛体系のものと比較してもほぼ同等かそれ以上である。パルス形状は、パルス形状が優れているベリリウム体系と比較して、約数十eVに匹敵するパルス形状である。また、熱中性子吸収材であるライナー,デカップリングエネルギーの高いデカップラーやそれ自信が冷却材となるためパルス形状を劣化させる冷却水を必要としないこともニュートロニクス検討の結果得られた。これらの結果は非結合型モデレータにおいて水銀反射体の利用は中性子性能のみならず工学的にも非常に優れていることを示すものである。
原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎
JAERI-Conf 2001-002, p.793 - 807, 2001/03
現在開発中の核破砕中性子源では、軽水プリモデレータ付き非結合型水素モデレータは、高分解能モデレータの第一候補である。しかしながら、非結合型水素モデレータでのプリモデレータは、ベリリウム反射体を用いた場合、中性子パルスの時間積分強度やピーク強度に何ら利得が無い(かえって、不利益になる)と考えられている。一方、鉛反射体を用いた場合、プリモデレータにより、ベリリウム反射体の場合よりも中性子積分強度やピーク強度が増加することがわかった。しかし、鉛反射体の場合、減速時間が長いために、ベリリウム反射体の場合よりも長いパルステールを持つこともわかった。この好ましくない特性にもかかわらず、最適なプリモデレータや適切なデカップリングエネルギーを用いることにより、鉛反射体でも優れた特性(ベリリウム反射の場合と同じようなパルステールで、より大きなピーク強度をもつ)を得ることが可能であることがわかった。このような観点から、モデレータシステムの最適化研究(モデレータ側面サイズや中性子引出し面や引出し位置)も成し遂げられた。結論として、最適化されたプリモデレータは、パルス特性(強度と形状)を改善するばかりでなく、モデレータ内の発熱を軽減するのに非常に有効であるといえる。また、プリモデレータにより、モデレータとターゲットとが引き離されるため、中性子散乱実験でのノイズ・信号比の改善や中性子ビームの遮蔽に対するエンジニアリングの負担の軽減になることも重要である。
原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎
JAERI-Research 2000-014, p.40 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-014.pdf:2.99MB
大強度核破砕中性子源において検討されている非結合型超臨界水素モデレータの高性能化を目指して、核的特性に関する検討を行った。計算には、NMTC/JAERI97コード及びMCNP4Bコードを用いた。計算の結果、平面型のプリモデレータをターゲットとモデレータの間に設置した場合は、中性子強度はプリモデレータ厚さ1.5cmで利得が最大になり、モデレータ内核発熱はプリモデレータ厚さ増加に従って単調に減少するとともに、パルスの時間半値幅はほとんど変わらないことが示された。これは、プリモデレータ導入が、今後の熱中性子モデレータの設計に有効であることを示す。また、プリモデレータをモデレータの周りに巻いて、中性子ビーム引き出し孔側に拡張すると、パルスの時間半値幅はほとんど変わらず、モデレータ内核発熱が軽減されることが示された。さらに、プリモデレータ厚さ1.5cm拡張長さ5cmで最大の中性子強度が得られることが示された。また、プリモデレータの反射体材質依存性として、鉛反射体の方が、ベリリウム反射体より、プリモデレータ効果が大きいことが示された。一方、ポイズンにより中性子特性が向上することが示されたが、MW級に核破砕中性子源では、ポイゾン中での発熱が膨大であることから、その使用は不可能であると結論された。デカップリングエネルギー依存性の計算結果から、デカップリングエネルギー1eVが、モデレータ特性にとって最適であることが示された。モデレータの厚さとモデレータの側面サイズ及び中性子引出し面サイズに関して検討を行った結果、モデレータサイズや中性子ビーム引出し面サイズは、それぞれ12125cm、1010cm
が最適であることが示された。以上の結果をもとに、基準非結合型水素モデレータモデルを提案した。
渡辺 昇; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 大山 幸夫
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.12 - 0, 2000/00
統合計画核破砕パルス中性子源の設計開発研究の最近の進展について、中性子工学研究を中心にターゲット開発の現状について述べる。中性子工学では、ターゲット・モデレータ・反射体系の概念設計の高度化を非常に広範囲な要素別に最適化研究を行い種々の新しいアイディアの提案とともに、世界最高性能の実現に向けて迫りつつある。このような高性能をターゲット工学の立場から可能とするため、熱流動、構造・材料にわたる広範囲な開発研究が進行中で、その問題点、開発シナリオ、最近の技術的データ、解析結果等について述べる。また計画の第一期にあっては陽子ビーム出力は1MWであるが第二期にあっては5MWに増力されることが本計画の重要な柱であり、そのためにはどのような陽子エネルギー、パルス繰り返し周波数を目指すべきかを判断するための基礎となるデータを蓄積中で、そのことについても報告する。
川口 浩一; 坂田 英明; 戸澤 克弘*
no journal, ,
燃料の発熱は現行のMOX燃料製造においても問題となるが、FaCTで想定するTRU燃料は最大で5wt%のMAを含有し、発熱の影響はさらに大きくなる。本研究では、量産規模の製造工程及び貯蔵設備を対象に、発熱の影響を受けやすいポイントを摘出し、除熱システムの概念検討を行った。
芦田 貴志; 宮本 一幸; 坂田 英明; 伊東 秀明
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、炉内燃料貯蔵ラック(以下、炉内ラック)において、計測線付実験装置の試料部集合体(以下、試料部)が変形した状態で残存し、ハンドリングヘッドと試料部ラッパ管を固定する6本の固定ピンがルースパーツとなっている。本ルースパーツがナトリウムの充填された移送用ポット内に存在した場合の機械的影響の確認を行うとともに探索方法について要素試験を行い、ルースパーツの探索に適用可能な見通しを得た。
芦田 貴志; 坂田 英明; 宮本 一幸; 中村 俊之; 伊東 秀明; 飛田 公一; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機とし、変形した計測線付実験装置(MARICO-2試料部)の回収及び炉心上部機構(UCS)の交換等に係る原子炉容器内観察・補修技術開発を進めてきた。平成26年5月から12月にかけて、UCSの交換、MARICO-2試料部の回収等を実施し、高速炉の原子炉容器内観察・補修技術開発に資する稀少な経験を蓄積した。
