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論文

Comparative study of laser and TIG weldings for application to ITER blanket hydraulic connection

谷川 尚; 油谷 篤志; 重松 宗一郎; 武田 信和; 角舘 聡; 森 清治*; Jokinen, T.*; Merola, M.*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.999 - 1003, 2012/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:22.82(Nuclear Science & Technology)

本論文では、ITERブランケットの冷却配管へ適用するために開発したレーザー及びTIG溶接ツールを比較検討する。対象とする配管は外径が48.26mmで肉厚が2.77mmである。再溶接性を考慮して、フィーラー材なしの単パス溶接が要求されている。レーザー溶接では、許容ミスアライメントを大きくするために、スポット径を拡大した。TIG溶接では、トーチの溶着を防ぐと同時に許容ミスアライメントを大きくするために、AVC機構を採り入れた。これらの工夫を施したツールについて、実機への施工で予想される全姿勢溶接の条件を最適化した。溶接入熱,許容ミスアライメント,ツールの寿命,スパッタもしくはヒュームの生成量などについて比較検討した。

論文

Verification test results of a cutting technique for the ITER blanket cooling pipes

重松 宗一郎; 谷川 尚; 油谷 篤志; 武田 信和; 角舘 聡; 森 清治*; 中平 昌隆*; Raffray, R.*; Merola, M.*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1218 - 1223, 2012/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

ITERの保守交換技術の1つである冷却配管の切断技術では、切断面が良質であることと、切断紛の発生がゼロであることが要求される。このため、これら2つの要求条件を満足する切断方式として、2つの機械式切断方法を選定し、要求条件を満足する以下の切断性能を有することを確認した。(1)ディスクカッタ型切断方式: 配管内部からアクセスし、42mm内径(厚み3mm)の冷却配管切断を可能にするために、切り込み力と切断回転力を支持する機構部分をコンパクトにするために「くさび」型の機構を採用した。この支持機構により切断力の均等化と伝達効率を高めることが可能になり、切り粉の発生がない極めて良好な切断面を得ることができた。(2)ホールソー切断方式: 従来、ホールソーによる切断は外側に切り粉を拡散させる方式であるため、切り粉を集塵するカバーが必要となり、切削機構部が大型化することが技術課題であった。この課題を解決するために、内側に切り粉を集めるように、切削刃チップの配置とこのチップの形状を選定した。この結果、切り粉のホールソー内側への高い流動性と、99%以上の集塵効率、200回以上の耐久性を有することを確認できた。

論文

RAMI analysis of ITER CODAC

北澤 真一; 岡山 克己*; 閨谷 譲; Sagot, F.*; Van Houtte, D.*; Abadie, L.*; 米川 出*; Wallander, A.*; Klotz, W.-D.*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1510 - 1513, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.4(Nuclear Science & Technology)

ITERプロジェクトでは、機器の設計と運転及び保守の準備の指針となる技術的リスク管理に、信頼性・可用性・保守性・検査性(RAMI)手法が用いられている。プラント制御システムであるITER CODACシステムの概念設計の段階でのRAMI解析を行った。ボトムアップ手法を用いた機能分析により、5つの主要機能と下位機能に分析した。次に、リスクの緩和対策を行うために、故障モード・影響及び致命度解析を行った。また、致命度マトリックスを用いた解析により、故障の発生頻度と可用性に与える影響からさまざまな故障モードのリスクの評価を行った。ここで特に影響が大きいと分析されたリスクは、データ保存用ハードウェアや制御用ソフトウェアであった。さらに、与えられた運転条件の下でそれぞれの機能の信頼性と可用性を行うために信頼性ブロック図を作成した。計算により、是正を行った後のプラズマ実験に必要不可欠な機能の固有の可用性は、プロジェクト要求値98.8%より高い99.2%と計算された。さらなるリスクレベルの低減のために、設計・試験・操作手順・保守要件の事項を提案した。

論文

Development of fabrication technologies for advanced breeding functional materials for DEMO reactors

星野 毅; 中道 勝

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.486 - 492, 2012/08

 被引用回数:34 パーセンタイル:2.6(Nuclear Science & Technology)

日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現を図ることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、核融合炉の燃料となるトリチウム製造に必要な先進トリチウム増殖材料の、エマルジョン法による微小球の試作試験を行った。先進トリチウム増殖材料としては、Liの核的燃焼及び高温でのLi蒸発に対する結晶構造安定性の向上を図ったLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の粉末を用い、微小球の試作を行ったところ、直径0.95mmの真球に近い微小球の試作に成功した。さらに、トリチウムは中性子とLiとの核反応により製造するため、中性子を得るために必要なベリリウム金属間化合物(ベリライド)の試作試験も行った。BeとTiの粉末を用いベリライドの試作を行ったところ、高温にて水蒸気との反応性が低い等の利点を有するBe$$_{12}$$Tiの合成に成功した。

論文

Development of a synthesis method of beryllides as advanced neutron multiplier for DEMO reactors

中道 勝; 金 宰煥; 若井 大介; 米原 和男

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.896 - 899, 2012/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

DEMO reactors require advanced blanket functional materials of neutron multiplier that have higher stability at high temperature. Development of advanced neutron multiplier has been started between Japan and the EU in the DEMO R&D of the International Fusion Energy Research Centre (IFERC) project as a part of the Broader Approach activities. Development of beryllides as advanced neutron multiplier has been started. In this study, it reports on the trial synthesis results of beryllides by a plasma sintering method and a high-frequency heating method. The plasma sintering method, one of the sintering process, results in starting powder particle surface activation that enhances powder particle sinterability and reduces high temperature exposure. Plasma sintering is a non-conventional consolidation process and has some advantage such as easy process and low impurity level compared with existing HIP method. From the result of the sintering test, it is assumed that the beryllides could be directly synthesized by the plasma sintering method from mixed powder particles of Be and Ti at a lower temperature than melting point. In this report, trial synthetic results of beryllides by a melting process using high-frequency heating method will be also present.

論文

Conceptual study of vertical sector transport maintenance for DEMO fusion reactor

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 高瀬 治彦

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1409 - 1413, 2012/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計活動において、DEMO原型炉に向けたさまざまな保守方式の検討が進められている。原型炉における保守方式は、原型炉全体の設計に影響し、炉の稼働率に直結するため、非常に重要な検討項目の一つとして位置付けられている。原子力機構での原型炉設計例SlimCSでは、稼働率を考慮してセクター水平一括引き抜き方式を採用してきた。原型炉の最も有効な保守方式を決定するためには、さまざまな保守方式を検討し、評価する必要がある。そのため、本研究ではセクター垂直一括引き抜き方式について概念検討を行った。セクター方式は、炉内機器の電磁力支持が容易であり、保守時間に直結する配管の切断・再溶接箇所を最小限に抑えることが可能である。本セクター垂直一括引き抜き方式では、ブランケット及び高温遮蔽体を含むセクターをトロイダル方向に10度ずつに分割し、1つ置きに設けられた上部メンテナンスポートより搬入・搬出する。水平一括引き抜き方式に比べ、TFコイルの転倒力支持として十分なinter-coil structureを設けることができるなど、炉本体設計への利点が明らかになった。

論文

Effects of lithium burn-up on TBR in DEMO reactor SlimCS

佐藤 聡; 西谷 健夫; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.680 - 683, 2012/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Nuclear Science & Technology)

核融合DEMO炉のブランケットにおいて、トリチウム増殖材であるリチウムは核反応(トリチウム生成反応)により燃焼し、減少する。SlimCSブランケット設計を対象に、1次元Sn計算コードANISNを用いて、リチウム燃焼度を考慮しながらトリチウム増殖比(TBR)を計算した。1年運転ごとに、リチウム燃焼度によりリチウム原子個数密度を変化させ、TBRを計算した。SlimCSブランケット設計では、トリチウム増殖材層は厚さ方向に10層あり、10年連続運転後の$$^{6}$$Liの燃焼度は最大で約80%に達した。TBRは、各層によりTBRの増減が大きく異なり、最もTBRが減少する層では約40%減少したが、TBRが増加する層もあり、ブランケット全体では、TBRの減少は約4%にとどまった。リチウム燃焼度によるTBRの影響は大きくないことがわかった。

論文

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

 被引用回数:29 パーセンタイル:3.81(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Evaluation of local deformation behavior accompanying fatigue damage in F82H welded joint specimens by using digital image correlation

中田 隼矢; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.589 - 593, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.4(Nuclear Science & Technology)

溶接接合部では、母材,溶接金属、そして数種類の熱影響部が層状に存在し、各々強度特性も大きく異なり、強度特性が劣化した熱影響部を起点として、早期に破壊に至るケースが多い。しかし、これらの極めて狭い領域の強度特性を定量的に評価することは難しく、接合部の損傷挙動を把握することは容易ではない。そのため、実機構造物に溶接部が含まれる場合は、強度低下を考慮して、一定の安全率を適用して運用される。そこで本研究では、画像解析法の一つであるデジタル画像相関法を用いて、核融合炉用構造材料である低放射化フェライト鋼F82Hの電子ビーム溶接接合材の疲労試験中の各局所領域の変形挙動を評価し、溶接接合材の疲労損傷挙動を評価した。その結果、溶融部と熱影響粗粒域については、変形はわずかしか生じないものの、熱影響細粒域及び焼戻熱影響部については、試験の進行に伴ってひずみが集中し、両者の境界付近で破断が生じた。溶接接合材の破断サイクルは母材の6割程度まで低下していた。これは、相対的に強度の低い熱影響部に負荷が集中することによって、早期のき裂発生を招き、疲労寿命を低下させたものと推察される。

論文

Determination and prediction of axial/off-axial mechanical properties of SiC/SiC composites

野澤 貴史; 小沢 和巳; Choi, Y.-B.*; 香山 晃*; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.803 - 807, 2012/08

 被引用回数:19 パーセンタイル:10.83(Nuclear Science & Technology)

SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の候補材料である。さまざまな織物構造からなる複合材料に固有の異方性を検討することは、さまざまな破損モードによる主軸及び非主軸機械的特性を正確に予測するうえで必要不可欠である。本研究はさまざまな破損モード試験における複合材料のき裂進展挙動を明らかにし、強度異方性マップを獲得し、その予測手法を検討した。得られた強度異方性マップより、複合材料は混合破壊モードであることが明らかになり、また、面内剪断に加え、軸異方性のため主軸/非主軸の引張及び圧縮による、独立した計5つのパラメータに依存していることが明らかとなった。また本研究では、Tsai-Wuモデルにより、強度異方性がよく記述できることを示した。

論文

Change in activity of catalysts for the oxidation of tritium during a fire event

岩井 保則; 佐藤 克美; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.946 - 950, 2012/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

核融合プラントにおける安全性確保のため、異常事象発生時においてもトリチウムを酸化する触媒の性能は維持する必要がある。火災時には電気ケーブル等から有機ガスが発生し、トリチウム酸化触媒の性能を阻害する可能性が指摘されてきた。これを踏まえて、白金アルミナ触媒及び原子力機構が企業と共同開発した疎水性白金触媒H1Pの二種につき、火災時の触媒の活性度変化を実験的に検証した。火災模擬試験から、火災時に発生する主要有機ガスはエチレン,メタン,ベンゼンであることを明らかとした。触媒温度423Kでは試験した二種の触媒とも火災による活性度低下は見られなかった。293Kでは火災初期に有機ガスの燃焼により、触媒の水素酸化反応速度の向上が見られた。H1Pは水分影響で反応速度が一時的に低下するものの、最終的にはもとの反応速度に戻り、火災により不可逆的な触媒性能の低下は生じないことを明らかとした。

論文

Waste management strategy focused on maintenance, storage and recycling

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1282 - 1285, 2012/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

核融合炉から発生する放射性廃棄物に関して、これまで提案されてきた管理の基本的考え方は、廃棄物を50$$sim$$100年間管理貯蔵して表面線量率及び放射性核種濃度の減衰を待ち、廃棄物の取扱いや廃棄物区分における便益を高めるというものであった。しかしながら、廃棄物の管理は、炉内機器の定期交換のために炉を停止した時点から始まっているのであり、本研究では、保守時の炉本体室での廃棄物の取り扱い、搬送、ホットセルでの管理などにも焦点を当てた廃棄物管理シナリオの初期検討結果を示す。保守時における炉内機器の表面線量率は最大で3$$times$$10$$^{8}$$mSv/h、崩壊熱は最大30W/cm$$^{3}$$と見積もられ、保守機器には高い耐放射線性が求められる。また、炉内機器交換のために炉を開放した場合の漏洩$$gamma$$線対策のため、保守ポート寸法の低減、ブランケット及びブランケットの遮蔽対策が重要である。ブランケットとダイバータは崩壊熱除去のため数年間冷却を続ける必要がある。この冷却方式は保守機器やホットセルの設計に影響を与えると考えられる。炉内機器構造材からの脱トリチウム処理に崩壊熱を活用できる可能性もある。

論文

Efforts towards improvement of systems codes for the Broader Approach DEMO design

中村 誠; Kemp, R.*; 宇藤 裕康; Ward, D. J.*; 飛田 健次; 日渡 良爾*; Federici, G.*

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.864 - 867, 2012/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:18.43(Nuclear Science & Technology)

ITERやポストITER時代での電力生産に向けた核融合研究のため、原型炉へ向けた開発目標を明確にする必要がある。具体的にはプラズマパラメータや工学要件(磁場コイルやダイバータ熱負荷)等の目標設定である。一般に炉設計の第一段階として、工学的制約を踏まえた運転領域の評価のためにシステム解析が行われる。そのため、既存のシステムコードの評価あるいは開発が炉設計の基本として重要となる。本論文では、BA原型炉のためのシステムコード開発に向けた最近の活動のうち、これまでに日本と欧州が独自に開発したシステムコードのベンチマーク試験について報告する。ブートストラップ電流がさほど大きくない中程度のベータ値の領域では、両者のコードの計算結果はよく一致した。

論文

Development of the plasma facing components in Japan for ITER

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.845 - 852, 2012/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.58(Nuclear Science & Technology)

ITERダイバータ調達に関するプリクォリフィケーション活動を成功裏に完了し、日本国内機関(JADA)とITER機構(IO)は2009年6月、ダイバータ外側ターゲットの調達に関する調達取り決めを締結した。本調達取り決めに基づき、JADAはダイバータ外側垂直ターゲット実規模プロトタイプの製作に着手し、ITER用実機外側ターゲットのシリーズ製作開始に向け、合理的な製作方法を確立するために、技術的及び品質的な課題の抽出とその解決に取り組んでいる。本稿では、JADAの外側垂直ターゲット調達活動を概説するとともに、今後の調達スケジュールに関して報告する。

論文

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.4(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。

論文

JT-60SA vacuum vessel manufacturing and assembly

正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.742 - 746, 2012/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.58(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA真空容器は、D型ポロイダル断面、かつトロイダル方向に10$$^{circ}$$ごとの多角形形状で構成されている。また、高い一周抵抗を確保し、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために二重壁構造を採用している。材料は、放射化低減のため、低コバルトSUS316L(Co$$<$$0.05wt%)を使用している。運転時には、外部に設置される超伝導コイルの核発熱を低減させるために、二重壁間にホウ酸水(最大50$$^{circ}$$C)を流す。また、真空容器ベーキング時には200$$^{circ}$$Cの高温窒素ガスに切り替えて流す設計である。製作においては、要素試験及び20$$^{circ}$$上半の試作体の製作をあらかじめ行い、製作手順を確立した後、2009年の11月に実機の製作を開始した。また、真空容器の位置調整や40$$^{circ}$$セクター接続を含む現地組立方法を検討し、真空容器の全体組立手順を確立させた。

論文

Evaluation of $$gamma$$-ray and neutron energy for area monitoring system in the IFMIF/EVEDA accelerator building

高橋 博樹; 前原 直; 榊 泰直; 平林 慶一*; 日高 浩介*; 執行 信寛*; 渡辺 幸信*; 相良 建至*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1235 - 1238, 2012/08

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDA加速器は9MeV, 125mAのD$$^{+}$$ビームの加速器であり、六ヶ所サイトに計画されている。加速器系設備では、中性子及び$$gamma$$線モニターと連携したエリアモニターを構築する計画している。採用予定の中性子及び$$gamma$$線の検出レベルは、1.5eV$$sim$$15MeV領域レベルであり、現在の遮蔽設計において、これらの検出レベル以下となるような遮蔽であるかどうか検証することが安全審査のために必要不可欠である。このためにD$$^{+}$$重陽子イオンビーム入射による銅からの中性子角度分布のエネルギー依存性を九州大学との共同研究で取得し、この核データを用いてビームダンプから発生する$$gamma$$線及び中性子のエネルギー減衰についてPHITSコードを用いて解析した。本報告では、ビームダンプの構造、加速器室を現設計に近いジオメトリとして評価を行う。

論文

Effect of sweep gas species on tritium release behavior from lithium titanate packed bed during 14MeV neutron irradiation

河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 近藤 恵太郎*; 岩井 保則; 小林 和容; 中道 勝; 今野 力; 山西 敏彦; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1253 - 1257, 2012/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:16.47(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットで生成するトリチウムの量の把握は、トリチウム増殖性能の評価及び、回収システム設計の観点から重要である。そこで原子力機構では、核融合中性子源を用いた模擬ブランケットの照射によるトリチウム生成回収実験を開始した。増殖材にはチタン酸リチウムを用いている。今回は、生成トリチウムの放出挙動におけるスイープガスの種類の影響について報告する。1%のH$$_{2}$$を含むヘリウムガスでパージした場合、水蒸気状のトリチウムの放出が中性子照射に敏感に対応して生じた。これはスイープガス中に水蒸気成分が含まれていたことに起因する。乾燥ヘリウムガスでパージした場合は、水蒸気成分での放出が少なく、ガス分子状トリチウムの放出が目立つ結果となった。

論文

Deuterium behaviour at the interface of oxidized metal under high temperature heavy water

中村 博文; 波多野 雄治*; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.916 - 920, 2012/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Nuclear Science & Technology)

核融合炉冷却系における酸化誘起トリチウム透過挙動研究の一環として、高温高圧重水中で酸化された金属材料中への重水素進入挙動を調べた。実験は、SS304, F82H,ニッケル及び金メッキされたSS304とF82Hを使用し、オートクレーブ中で573K(15MPa)の条件で9時間から6日間酸化させた。その後、等速昇温脱離法により試料中の重水素を測定し、グロー放電発光元素分析装置で元素の深さ方向分布を測定した。本実験により以下の結果を得た。(1)金属酸化層及び試料中に残存する重水素は酸化時間とともに増加する。(2)重水素は試料の金属-酸化膜界面に主として存在している。(3)金メッキSS304試料中の重水素はSS304の約1/5であった。(4)ニッケル中の重水素残留量はSS304より1桁小さく、酸化膜層厚さも同定できないほど薄かった。これらの結果は、重水で酸化された金属中への重水素進入挙動は酸化反応時に発生する重水素ガスに起因していることを示唆する。また、酸化防止膜としての金メッキはある程度重水素進入に効果的であることがわかった。

論文

New integral experiments for large angle scattering cross section data benchmarking with DT neutron beam at JAEA/FNS

大西 世紀*; 近藤 恵太郎*; 東 哲史*; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 高倉 耕祐; 村田 勲*; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.695 - 699, 2012/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Nuclear Science & Technology)

散乱断面積データの検証のために、DT中性子ビームを用いた新たな積分実験を開始した。最初に、コリメーターでDT中性子ビームを構築し、その特性を調べた。次に、このDT中性子ビームを用いて、SUS316体系を用いた新しい積分実験を行った。体系内中心軸上及び中心軸から15cm, 30cm離れた点で$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{rm 92m}$$Nb反応の反応率を放射化箔法で測定し、モンテカルロコードMCNP及び核データライブラリJENDL-4.0, JENDL-3.3, ENDF/B-VI.8を用いた計算との比較を行った。実験値に対する計算値の比はどの核データを用いても中心軸から離れるにつれて1より小さくなった。0度よりも大きな角度に散乱する断面積に問題がある可能性を指摘した。

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