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前川 藤夫; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋
Fusion Technology, 21(3), p.2107 - 2111, 1992/05
ITER等の核融合次期装置の遮蔽設計で使用される安全係数の検証のために原研FNSの14MeV中性子源を利用して行われたバルク遮蔽実験の解析を行った。遮蔽体は厚さ1.12m直径1.20mの大型SUS16円柱である。解析には多群S
コードDOT3.5とモンテカルロコードMCNPを使用し、核データセットにはJENDL-3から作成したものを使用した。解析の結果、しきい反応率と2MeV以上の中性子スペクトルでは両計算結果とも実験値との一致は良かった。keV領域の中性子スペクトル、
Uの核分裂率、
線スペクトル、線核発熱の結果はすべて似た傾向を示し、MCNPの結果は遮蔽体深部(深さ0.91m)まで実験値と数10%以内で一致したが、DOT3.5の結果は深部にいくほど実験値に対して過小評価の傾向がみられ、深さ0.91mの点では実験値の1/2~1/3と大きく過小評価した。
池田 裕二郎; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 前川 藤夫; 前川 洋; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*
Fusion Technology, 21(3), p.2190 - 2196, 1992/05
核融合中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の一環としてカロリメトリック法によるDT中性子核発熱測定を進めている。真空容器で断熱したプローブ(Li
CO
,黒鉛,Ti,Ni,Zr,Nb,Mo,Sn,PbおよびW)中の核発熱による温度上昇を白金測温抵抗体及びサーミスタで測定し核発熱率を求めた。高精度電圧計の導入、スイッチングノイズの低減、バックグラウド温度の安定化を図り測定誤差を
10%以内とした。実験解析は、JENDL-3を用いたDOT3.5による計算及びENDF/B-Vを用いたMCNPモンテカルロ計算により行った。核発熱率の実験と計算の比較により、計算に用いたKERMA係数の積分的な妥当性を検討した。その結果、JENDL-3及びENDL-85を用いた(KERMA)計算は、Zrを除き実験値を15%以内で再現することが明らかとなった。他のライブラリー(RMCCS,ENDF5T,MBCCS)はガンマ線の計算に問題が残り30%以内の一致となっている。
今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋
Fusion Technology, 21(3), p.2169 - 2173, 1992/05
ITERのような次期核融合装置の遮蔽設計の精度向上を目指し、原研FNSにおいて、一連の核融合遮蔽実験を開始した。その第1段階として、SS316を用いたバルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内中性子スペクトルが、小型反跳陽子ガス比例計数管と14
NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40NE213を用いて、線核発熱率はTLDを用いて測定された。また、中性子スペクトルの指標として、U・
Uの核分裂率及び放射化反応率分布も測定された。得られた実験データをもとに、次期核融合装置の遮蔽設計で用いられる核データと計算コードの妥当性がチェックされ、遮蔽設計の精度が向上すると期待できる。
功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 佐藤 理*; 中村 充志*
Fusion Technology, 21, p.1868 - 1872, 1992/05
核融合炉ディスラプション時における逃走電子によるプラズマ対向機器へのエネルギー沈着量を評価するため、電磁カスケードコードEGS4(Electron Gamma Shower, ver.4)を用いたモンテカルロシミュレーションを実施した。プラズマ対向機器構造材として、炭素アーマを持つモリブデン構造を想定し、10~300MeVの運動エネルギーを持つ逃走電子が0.5°~25°で材料に入射する場合を解析し、CERNで開発された同種コードである。GEANT3の結果と比較検討した。その結果、EGS4はGEANT3に比べ、炭素及びモリブデン両層で高いエネルギー沈着を示すこと、また炭素-モリブデン界面で低いピーク沈着エネルギーを示すことが分かった。さらに、本コードをITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)で提案されている3種類のダイバータ構造に適用し、運動エネルギー300MeV、入射角0.5°の場合の解析結果を示した。
功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 伊勢 英夫*; 山崎 誠一郎*
Fusion Technology, 21, p.1863 - 1867, 1992/05
核融合炉ディスラプション時の熱損傷量を評価するため、日本を始めとして米国及びECで、蒸発・溶融を伴うディスラプション熱応答解析コードが開発されている。しかし、同一熱負荷条件における各国コードの熱損傷量が互いに異なることが指摘されており、この原因を解明する必要がある。本報告は、ディスラプション熱応答解析コードの数値解析及び数理モデル上の種々のパラメータ(計算格子、時間増分、境界条件、蒸発モデル式及びモデル定数、材料の熱物性値の温度依存性など)の感度特性を評価した結果をまとめたものである。本解析の結果、材料の熱伝導率及び蒸気圧の温度依存性が熱損傷量に大きく影響することが明らかとなった。しかし、依然として各国間の結果の差を説明し得る有力な根拠を得ることができなかった。そこで、コードの信頼性を検証するためのベンチマーキングを提案した。
小川 益郎; 功刀 資彰; ITER/FER安全グループ
Fusion Technology, 21, p.2036 - 2040, 1992/05
核融合実験炉において、もし真空破断事故が起きると、真空容器の破断口を通して浮力駆動型の置換流れが生じる。そこで、安全性解析に関連して、環状容器の垂直かつ、もしくは水平破断口での置換流量に及ぼす容器形状の影響と破断口配置の影響を調べる実験を行った。置換流量に関する実験結果を既存の相関式と比較し、ベルヌーイの式に基づく相関式が、真空容器からの放射線物質の放出の観点から保守的な結果を与えることを示した。