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岩元 洋介; 仁井田 浩二*; 沢井 友次; Ronningen, R. M.*; Baumann, T.*
JAEA-Conf 2011-002, p.157 - 162, 2011/09
"原子あたりのはじき出し数(DPA)"の関数で評価される放射線損傷は、大強度ビーム、特に重イオンに関して重要な課題の一つである。最近、われわれは粒子・重イオン輸送計算コードPHITSに含まれるDPA計算モデルを輸送荷電粒子のクーロン弾性散乱からの寄与を含むように拡張した。具体的には、6つのパラメータ(入射粒子と生成粒子の電荷、質量数及び入射粒子の運動エネルギーと散乱角)の関数からなるラザフォード微分断面積の代わりに、J. Lindhard等による統合的な1つのパラメータの微分断面積の式を採用した。核子あたり130MeVの76Ge入射による184Wの深さ方向のDPA計算を拡張後のPHITSと、2次元損傷計算で一般に使用されるTRIMコードによる計算結果とを比較したところよく一致した。クーロン弾性散乱を含まない拡張前のPHITSはこれらの結果より約100倍ほど小さく、特に重イオンに対してクーロン弾性散乱からの寄与は無視できないことがわかった。その他のエネルギー、ターゲット等の系統的なDPA計算についても発表を行う。
千葉 豪
JAEA-Conf 2011-002, p.217 - 222, 2011/09
弾性散乱行列の高次ルジャンドル係数に着目した感度解析を行った。弾性散乱行列の高次ルジャンドル展開係数におけるJENDL-4.0とその他の核データファイルの差異が高速中性子系の臨界データに与える影響を評価した結果、U-238, Fe-56における差異が有意な影響を与えることを示した。核データファイルの差異が積分特性に与える影響を精度よく評価する場合には、高次ルジャンドル係数を考慮する必要があることがわかった。
千葉 豪; 石川 眞
JAEA-Conf 2011-002, p.211 - 216, 2011/09
燃焼摂動理論を用いて、軽水炉の燃焼後MOX燃料におけるキュリウム同位体の数密度に対する感度解析を行った。本検討により、原子炉の運転によるキュリウム同位体の生成メカニズムを明らかにした。また、キュリウム同位体の生成量の正確な予測のために重要となる核データを特定した。これらの情報は、燃焼後のキュリウム同位体の数密度測定データに対する計算値と実験値の差異を検討する際に役立つものである。
後藤 実; 島川 聡司; 安元 孝志*
JAEA-Conf 2011-002, p.11 - 16, 2011/09
過去にIAEAにおいて高温ガス炉(HTTR)の臨界近接試験の国際ベンチマーク計算が行われ、その多くは過剰反応度を過大評価した。原子力機構(JAEA)のベンチマーク計算も、他の場合と同様に過剰反応度を過大評価する結果となった。その後、幾何形状モデルの見直しや当時最新の核データライブラリJENDL-3.3の利用により、JAEAの計算結果は改善されたが、過大評価の問題は残った。一方、異なる核データライブラリを用いたHTTRの炉心計算の比較により、ライブラリ間の熱領域における炭素の捕獲断面積のわずかな違いが、計算結果に有意な違いをもたらすことがわかった。この断面積の値はミリバーンのオーダーで小さいため、原子炉の核計算分野における関心は低く、その結果、JENDL, ENDF/B、及びJEFFといったメジャーな核データライブラリでさえ、その値は長い間見直されてこなかった。われわれは、HTTRの炉心計算の精度向上の観点から、この断面積を最新の測定値に基づき見直す必要があると考えていた。2010年5月、JENDLの最新版(JENDL-4)がJAEAより公開され、熱領域の炭素の捕獲断面積が最新の測定値に基づき見直された。その結果、JENDL-4を用いたHTTRの臨界近接試験の計算は、JENDL-3.3を用いた場合に比べて実効増倍率を0.4%
kから0.9%k小さく評価し、従来の過剰反応度を過大評価する問題が解決された。
深堀 智生
JAEA-Conf 2011-002, p.5 - 10, 2011/09
2010年、JENDL-4が原子力機構の第1期中期計画の成果の一環として公開された。第2期中期計画では「JENDLのエネルギー範囲の拡張」が目標となっている。この目標は、JENDL高エネルギーファイル,光核反応データファイル,PKA/KERMAファイル等を整備することにより達成できるが、このためには核反応モデルコードCCONEに幾つかの新しい核反応モデルを追加することが必要となる。さらに、原子炉研究開発,安全研究,原子力材料開発,核鑑識等のためには、燃焼計算,放射化計算,材料損傷計算に対応する核データが必要となる。また、緊喫の課題として、人材育成,核データ測定施設に対する予算,核データ自身のプレゼンス向上等があげられるが、これらは例えば国際協力等で解決していく必要がある。共分散をはじめとする誤差データ整備に関しても急を要し、少なくともその整備の方向性だけでも早急に示す必要がある。
堀 順一*; 藤井 俊行*; 福谷 哲*; 古坂 道弘*; 古高 和禎; 後神 進史*; 原田 秀郎; 平賀 富士夫*; 井頭 政之*; 加美山 隆*; et al.
JAEA-Conf 2011-002, p.29 - 34, 2011/09
Zr, 
Tcと
Pdの中性子捕獲断面積を、
B(n,
)反応の断面積を標準にして、中性子飛行時間法を用いて測定した。J-PARCの物質生命科学施設(MLF)のビームコースNo.4に設置された中性子核反応測定装置(ANNRI)の一部である4
Geスペクトロメータを用いて、中性子捕獲
線を測定した。本論文は、得られた暫定結果を報告する。
前原 直
JAEA-Conf 2011-002, p.41 - 46, 2011/09
The International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) is an accelerator-based neutron irradiation facility to develop materials for a demonstration fusion reactor next to the International Thermonuclear Reactor (ITER). For providing materials to make a decision of IFMIF construction, Engineering Validation and Engineering Design Activities (EVEDA) under the Broader Approach (BA) agreement have been started. For the prototype accelerator, the acceleration tests up to 9 MeV by employing the deuteron beam of 125 mA, are planned in Rokkasho, Aomori, Japan. The present status of the IFMIF/EVEDA accelerator development is presented.
前原 直; 高橋 博樹; 榊 泰直; 平林 慶一*; 日高 浩介*; 執行 信寛*; 渡辺 幸信*; 相良 建至*
JAEA-Conf 2011-002, p.199 - 204, 2011/09
In the IFMIF/EVEDA project, the engineering validation through accelerator prototype for deuteron CW beam acceleration up to 9 MeV with output current of 125 mA is planning at the BA site in Rokkasho, Aomori, Japan. The activation due to beam loss or stopping of deuterons is critical to achieve successful beam operation, analyses of source terms of radiation and activities in the accelerator structural materials, Cu, SUS316, Fe, etc., are indispensable for safety assessment to obtain permission of operation. Since there was no experimental data for Cu(d,nx) reaction in the range of 5-9 MeV, deuteron induced thick target neutron yield at 5 MeV and 9 MeV were measured in collaboration with Kyushu University. In this article, the experimental data at 9 MeV is used as a source term in neutron transportation, and isotope productions in the materials; Copper, iron and stainless steel, are evaluated by PHITS code.
