Conceptual study on parasitic low-energy RI beam production with in-flight separator BigRIPS and the first stopping examination for high-energy RI beams in the parasitic gas cell

園田 哲*; 片山 一郎*; 和田 道治*; 飯村 秀紀; Sonnenschein, V.*; 飯村 俊*; 高峰 愛子*; Rosenbusch, M.*; 小島 隆夫*; Ahn, D. S.*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2019(11), p.113D02_1 - 113D02_12, 2019/11

AA2019-0315.pdf:1.37MB

https://doi.org/10.1093/ptep/ptz120

理化学研究所の不安定核ビーム施設(RIBF)では、入射核破砕反応や核分裂で生成される多くの核種からインフライト分離装置(BigRIPS)を用いて実験対象の核種を分離している。しかるに、分離された残りの核反応生成物の中にも核構造から興味深い多くの不安定核が含まれている。これらをBigRIPSから取り出して研究することができれば、RIBFの有効利用につながる。そこで、BigRIPS内に設置したガスセル中で核反応生成物を停止させてレーザーでイオン化して引き出す装置(PALIS)を開発中である。開発の一環として、RIBFのKrビームの破砕反応により生成するSe近傍の不安定核をガスセル中で停止させる実験を行なった。実験結果は破砕反応の模型計算の予測とよく一致し、ガスセル中での停止効率は約30%と評価された。この結果を基に、次のステップとして、停止した核反応生成物をガスセルから引き出すことを行う。

「常陽」MK-III冷却系機器の設計・製作; 主冷却機

川原 啓孝; 礒崎 和則; 冨田 直樹

JNC TN9410 2004-015, 129 Pages, 2004/04

JNC-TN9410-2004-015.pdf:6.53MB

「常陽」では、照射能力の高度化に向けたMK-Ⅲ改造工事を完遂した。MK-III計画では、除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器、主冷却機をはじめとした機器を交換した。本報告書は、交換機器のうちの主冷却機について、設計・製作にあたっての特徴、設計に対する考え方、各種設計データをまとめたものである。

「常陽」で用いられている配管支持装置の設計超過荷重振動試験

礒崎 和則; 冨田 直樹

JNC TN9410 2003-005, 55 Pages, 2003/08

JNC-TN9410-2003-005.pdf:12.21MB

高速実験炉「常陽」では、地震時の振動を抑制するため、1次冷却系及び2次冷却系をはじめとした配管系に多数の配管支持装置(メカニカル防振器及び油圧防振器)が使用されている。配管支持装置は、熱膨張のような緩やかな配管変位に対しては追従して移動し、地震時のような移動速度の速い振動などに対しては機械的または油圧で配管系を拘束し、振動を抑制するものであり、製作メーカー仕様で定格荷重の1.5倍の設計裕度が考慮されている。配管支持装置については、設計裕度以上の荷重が負荷された場合においても配管系を支持する機能が十分であると考えられるが、その機能が定格荷重の何倍まで有しているかは明らかになっていない。今回、これを明らかにするため、1次冷却系及び2次冷却系に設置されている配管支持装置と同型式ものについて振動試験を実施した。配管支持装置の振動試験の結果、配管系の振動を抑制する機能は、定格荷重の6倍まで設計性能を維持できることを確認した。今後は、耐震設計の見直し、余寿命評価など、既設機器・配管系の再評価を行う機会が多々あると想定され、その機会があるごとに今回得られたデータを配管系の拘束点における耐荷重として採用することで、既設設備に見合った合理的な評価を行うことができる。

「常陽」MK-III主冷却器伝熱管群の空気流動試験

礒崎 和則; 冨田 直樹; 川原 啓孝

PNC TN9410 97-070, 98 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-070.pdf:3.52MB

MK-IIIでは、炉心の高性能化に伴い、原子炉熱出力が現在の100MWtから140MWtに増大する。したがって、MK-III主冷却器については、伝熱管を既設のU型からΣ型に改造すること、及び空気流量を増大することで、除熱能力の向上を図ることとしている。このMK-III主冷却器伝熱管群のサポート間の固有振動数は、約15Hzであり、一方、Y.N.Chenの文献に基づく伝熱管群のカルマン渦放出周波数は、約90Hzである。よって、高次モードになるといずれかのモードでカルマン渦放出周波数と重畳する可能性がある。また、伝熱管外を流れる空気流速が既設主冷却器より増加しており、かつ、「もんじゅ」2次系ナトリウム漏えい事故の原因が温度計ウェルの流力振動によるものであったことに鑑み、MK-III主冷却器伝熱管群を模擬した空気流動試験等を行った。空気流動試験等の結果は、以下のとおりであった。(1)空気流動(渦振動)試験 MK-III主冷却器伝熱管群の幾何学的形状におけるストローハル数(St)は、0.130.15、0.370.39であった。このうち、低流速高流速まで見られるストローハル数は、0.130.15で、Y.N.Chenの文献とほぼ一致することを確認した。また、変動揚力係数(CL )は、カルマン渦放出周波数と共振した状態でも、0.1以下と小さい値であることを確認した。(2)強制加振(減衰定数測定)試験 MK-III主冷却器伝熱管群の減衰定数()は、最小値0.4%、最大値1.37%、平均値0.7%と、JEAG4601-1991の配管区分IIの保温材なしの減衰定数1%より低めであった。(3)空気流動(流力弾性振動)試験 MK-III主冷却器伝熱管群の限界速度係数(K)は、最小値6.23、平均値7.39であり、S.S.Chenの文献に基づく三角配列30より算出した値とほぼ一致することを確認した。(4)フィン付け根部応力集中係数測定試験 MK-III主冷却器伝熱管群のフィン付け根部の応力集中係数(Ke)は、2.0以下である ことを確認した。なお、通産省告示501号より構造不連続部の最大応力集中係数は、5.0である。上記の試験結果を用いて、MK-III主冷却器伝熱管群の高サイクル疲労損傷評価を行った結果、発生するピーク応力は2kg/mm(減衰定数=0.4%、応力集中係数=5.0)以下であり、伝熱管がカルマン渦によって高サイクル疲労損傷することがないことを確認した。

LHD重水素実験に向けたシンチレーティング光ファイバーに基づく高速中性子指向性検出器の最適化

中田 直樹*; 高田 英治*; 磯部 光孝*; 小川 国大*; 西谷 健夫*; 井口 哲夫*; 富田 英生*; 佐藤 聡; 河原林 順*

no journal, , 

核融合科学研究所LHD装置における中性子発生プロファイル計測を目的として、中性子とシンチレーティング光ファイバーの反跳陽子発生確率の前方性を利用して指向性を持たせることにより、シンチレーティング光ファイバーによる高速中性子指向性検出器を開発している。シンチレーティング光ファイバー形状の最適化による指向性向上を目指して、14MeV中性子を入射させた場合の、閾値以上のエネルギー付与イベント数をPHITSによって計算した。自己遮蔽の影響により、シンチレーティング光ファイバーに対して平行に中性子を入射させた場合、後方部分でのイベント数が少なくなった。シンチレーティング光ファイバーの長さを短くしても角度依存性は大きく変化しなかったが、細くした場合、角度依存性が向上することがわかった。開発したシンチレーティング光ファイバーを用いて、原子力機構FNSにおいて、DT中性子線源による中性子計測実験を行った。得られた角度依存性は計算結果より悪かった。シンチレーティング光ファイバーの高い線感度等が原因として考えられる。今後はLHDで予想される中性子, 線場を前提に検出器の再設計を行う予定である。