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権 セロム*; 今野 力; 本田 祥梧*; 見城 俊介*; 佐藤 聡*
Fusion Engineering and Design, 223, p.115548_1 - 115548_8, 2026/02
核融合中性子源設計で使われる最新の核データライブラリ(FENDL-3.2b, JENDL-5, ENDF/B-VIII.0とJEFF-3.3)の鉄データの精度検証のため、QST/TIARAで行われた準単色40と65MeV中性子を用いた鉄実験とJAEA/FNSで行われたDT中性子を用いた鉄実験を使い、最新の核データライブラリのベンチマークテストを行なった。テストの結果、以下のことが判明した。(1)65MeV中性子を用いたTIARA実験で、FENDL-3.2bを用いた計算結果は10-60MeVの連続エネルギー領域の中性子束を40%過小評価、(2)FNS実験で、FENDL-3.2bを用いた計算結果は体系内70cmの深さで10MeV以上の中性子束を20%過小評価し、体系内10cmの深さで10keV以下の中性子束を30%過大評価。これらの問題を詳細に調べ、その原因を特定した。
奥津 賢一*; 山下 琢磨*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.
Fusion Engineering and Design, 170, p.112712_1 - 112712_4, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：26.96(Nuclear Science & Technology)水素同位体を利用したミュオン触媒核融合(
CF)では、核融合によって2.2sの寿命を持つミュオンが再放出され、それが次の標的と新たな核融合を引き起こす。我々は、水素・重水素混合固体から放出されたミュオンを収集して輸送する同軸輸送管を新たに開発し、輸送のための加速電圧などについて検討したので報告する。
山下 琢磨*; 奥津 賢一*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.
Fusion Engineering and Design, 169, p.112580_1 - 112580_5, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：26.96(Nuclear Science & Technology)重水素・三重水素混合固体標的に負ミュオン()を入射し、ミュオン触媒核融合反応(CF)の時間発展をルンゲクッタ法によって計算した。核融合によって生成する中性子の強度や、固体標的から真空中に放出されるミュオン量を最大化する三重水素含有率を明らかにした。
Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03
JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応による
Li(n
,
)
Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。
近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 朴 昶虎*; 小柳津 誠*; 平川 康; 古川 智弘
Fusion Engineering and Design, 146(Part A), p.285 - 288, 2019/09
被引用回数：1 パーセンタイル：8.11(Nuclear Science & Technology)核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10
Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、IFMIF/EVEDA工学実証活動で建設した液体リチウム試験ループ(ELTL)の構造健全性評価のため、Liターゲットを生成するノズル内流動場の評価を行った。ターゲットアッセンブリのアクリルモデルおよび作動流体として水を用い、ノズル内の流速分布をレーザードップラー流速計により計測し、せん断応力分布を評価した。結果として、2段縮流ノズルの2段目付近でせん断応力が最大値をとることが明らかになり、この箇所の腐食損傷を調査する必要があることを示した。
権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 佐藤 聡*; 春日井 敦*
Fusion Engineering and Design, 144, p.209 - 214, 2019/07
被引用回数：4 パーセンタイル：31.23(Nuclear Science & Technology)先進核融合中性子源A-FNSの核設計で重要な20MeV以上の核データライブラリ検証のために、QST/TIARAの40MeV, 65MeV準単色中性子入射鉄遮蔽実験を使ってTENDL-2017のベンチマークテストを行った。計算で得られた中性子スペクトルに30MeV付近で不自然な山が生じることが見つかった。この原因を詳細に調べた結果、30MeV中性子入射の
Fe, 
Fe, 
Feの2次中性子スペクトルデータに問題があり、不自然な山が生じることを明らかにした。同じ問題がTENDL-2017, TENDL-2015, FENDL-3.1dの多くの核種で起こっていることもわかった。
近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 平川 康; 古川 智弘
Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.24 - 28, 2018/11
被引用回数：2 パーセンタイル：17.12(Nuclear Science & Technology)核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10E-3Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、Liターゲットの診断技術の開発を目的とし、機械強度試験技術課が開発したレーザープローブ法の長距離測距を目指したレーザー可干渉性の検証試験を行った。測定距離10mの位置から静止拡散反射物体、静止液体金属面、高速流体表面を測定し、計測精度を評価した。結果として、要求を満足する計測精度を得た。
後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.357 - 361, 2018/11
被引用回数：10 パーセンタイル：61.79(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、Li(n,)反応を用いて核融合炉用燃料であるトリチウムを製造する方法が提案されている。一般的な高温ガス炉の設計においては、過剰反応度を抑制するために、可燃性毒物としてホウ素が炉心に装荷される。本研究では、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するために、リチウムをホウ素の代わりに炉心に装荷することとした。リチウムを装荷した高温ガス炉の成立性を確認するために、核特性値及び燃料温度を計算した。これらの計算結果は設計要求を満たし、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するリチウム装荷高温ガス炉の成立性を確認した。
権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*
Fusion Engineering and Design, 124, p.1161 - 1164, 2017/11
被引用回数：3 パーセンタイル：23.87(Nuclear Science & Technology)磁場閉じ込め式核融合炉システムの超伝導コイルやIFMIF加速器中性子源でよく使われる銅の核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施したが、閾反応以外の結果で計算値が実験値を大きく過小評価しており、共鳴領域で銅核データの弾性散乱、捕獲反応断面積に問題がある可能性を指摘した。そこでグラファイト付銅実験体系を提案し、低エネルギー成分を増やした入射中性子場を設けて新ベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。しかし、未だに低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価した。銅核データの詳細検討より、前回試験的に作成した修正核データを用いることでこの過小評価の解消できることを明らかにした。この結果で低エネルギー中性子成分が多い中性子場でもこの断面積の修正の妥当性を確認できた。
東條 寛; 波多江 仰紀; 濱野 隆; 伊丹 潔
Fusion Engineering and Design, 123, p.678 - 681, 2017/11
JT-60SA Thomson scattering system will measure electron temperature and density profile. A YAG laser will be toroidally injected to the JT-60SA on its equatorial plane. We designed beam transfer optics as long as 
using a relay image technique. The beam transfer optics designed for the JT-60SA tokamak can transfer the image of initial beam profile (flat-top). The laser beam is transferred from the laser room to the last convex lens placed before the plasma and its size is suppressed within a preferable scale (
30 mm). The resultant beam width in the JT-60SA plasma can be minimized as less than 1 mm. Coping with stray light is another important issue. When the laser goes through the vacuum window, diffuse reflection at the window generates stray light. The stray light can significantly affect signal-to-noise ratio because the Thomson scattered cross section is very small (7
10
m
). Numerical ray tracing to simulate suitable number of baffle boards for JT-60SA suggested that more than four baffle boards are necessary to suppress the stray light. We adapted six baffle boards which reduces stray light by 
compared with the case without baffle boards.
齋藤 真貴子; 小坂 広; 丸山 孝仁; 野口 悠人; 武田 信和; 角舘 聡; 他1名*
Fusion Engineering and Design, 124, p.542 - 547, 2017/11
The ITER Blanket Remote Handling System (BRHS) will handle the blanket modules (BMs), which can weigh up to 4.5 ton and be larger than 1.5 m, stably and with a high degree of positioning accuracy. When the ITER has stopped plasma operations for maintenance, the BRHS will be installed in the vacuum vessel, whose components are radioactive, to remove and install the BMs. Therefore, the BRHS will be operated in a high radiation environment (up to 250 Gy/h) having an estimated total dose of 5 MGy during two years maintenance. As components may degrade by gamma irradiation, some equipment is expected to malfunction which causes delays in the in-vessel maintenance schedule. In this study, as the polymer material for the O-rings, bellows, cable sheaths, and coating materials is of the utmost priority in the design of the BRHS, additional material property tests to verify radiation hardness were performed after the candidate materials were irradiated with 
rays up to 5 MGy. After selection the radiation hard materials for BRHS by property test, function test such as sealing tests and repeat test were performed as the second step to confirm that the materials could still function properly as an O-ring and bellows.
太田 雅之*; 権 セロム*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*
Fusion Engineering and Design, 114, p.127 - 130, 2017/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)日本が検討している核融合中性子源のターゲットシステム構造材料として用いられる予定のSUS316Lには、数%のモリブデンが含まれている。以前モリブデンの核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施し、数100eV以上のエネルギー領域における問題点を指摘してきた。今回さらに、グラファイトで囲んだ新たな実験体系を提案し、より低エネルギーまで検証可能なベンチマーク実験を実施した。放射化箔と小型核分裂計数管を用いて反応率と核分裂を測定し、モンテカルロ計算コードMCNPと最新の核データライブラリーを用いた計算と比較を行い、
Moの45eV付近の共鳴のテール部分の(n,)断面積を過小評価している可能性を示した。
中道 勝; 金 宰煥; 落合 謙太郎
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1719 - 1723, 2016/11
Advanced neutron multipliers with high stability at high temperatures are desirable for the DEMO blankets. Development of the advanced neutron multipliers has been started in the Broader Approach activities. Beryllides are the most promising material for this purpose. To fabricate Be
Ti beryllide pebbles, a new granulation process has been established that combines a plasma sintering method for beryllide synthesis with a rotating electrode method (REM) using the plasma-sintered electrode for granulation. However, in the case of BeTi pebble fabrication, an annealing treatment is necessary to homogenize the pebbles to a single BeTi phase. From the viewpoint of mass production of beryllide pebbles, other potential structural compositions of beryllides that are able to fabricate without the annealing treatment for homogenization were surveyed. Based on this survey, the structural composition of Be
Zr was selected because this composition not only has no peritectic reaction during the cooling process from the liquid phase, but also has low neutron absorption property. From the result of fabrication examination, prototypic beryllide pebbles 1 mm in diameter composed of single phase BeZr were successfully fabricated directly by granulation using the rotating electrode method without homogenization treatment. The present study reports on not only the granulation of BeZr beryllide, but also on basic characterization of prototypic BeZr pebbles.
小関 隆久; Clement-Lorenzo, S.*; 中島 徳嘉*
Fusion Engineering and Design, 112, p.1055 - 1058, 2016/11
Construction of ITER remote experimentation centre (REC) based on the broader approach (BA) activity of the joint program of Japan and Europe is progressed. In order to make the future experiments of ITER and the Satellite Tokamak (JT-60SA) effectively and efficiently implemented, development of a remote experiment system by using JT-60SA was planned and the development of software for the remote experiment was progressed including the systems for the remote connection and the communication between the remote site and the on-site facility. The network system from REC in Rokkasho-site of Japan to the network in EU is established in collaboration with National Institute of Informatics. Effective data transfer method that is capable of fast transfer with the speed in the gigabit range is investigated. Data transfer at the rate of several Gbps was successfully obtained between the institutes in Japan. The preliminary versions of the software for data analysis are developed, such as for visualization of time dependent data and visualization of plasma boundary and spatial profiles of diagnostic data.
権 セロム; 佐藤 聡; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1658 - 1662, 2016/11
JAEA/FNSのDT中性子源を用いて約20年前に行われた銅核データのベンチマーク実験で報告された低エネルギー中性子に係る実験データの過小評価の原因究明のため、我々は同施設のDT中性子源を用いて新たに銅の積分実験を実施した。実験体系は20年前と同じ半径315mm、深さ608mmの模擬円筒の銅体系で、バッググランド中性子を排除するため、その実験体系の前方とサイドに51mm、後方に153mmの酸化リチウムブロックで囲んだ。5種類の反応の反応率と
U, 
Uの核分裂率を測定し、MCNP5-1.40と最新の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて解析を行った。その結果、
Au(n,)
Au反応の反応率のC/Eが前回の実験結果より10%改善し、JEFF-3.2の
Cuデータ、JENDL-4.0の
Cuデータの組み合わせで更に10%程度過小評価が改善した。共鳴領域の弾性散乱断面積, 捕獲反応断面積を10%程度変えたところ、過小評価がほぼ解消した。銅の核データの共鳴領域のデータの再評価が必要である。
O assembly and DT neutron source at JAEA/FNS佐藤 聡; 権 セロム; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1728 - 1732, 2016/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)DT中性子及び14MeV以下のエネルギーの中性子に対して、新しいドジメトリー断面積のライブラリーIRDFF1.0を検証することを目的に、LiO体系及び原子力機構FNSのDT中性子源を用いた積分テストを行った。ドジメトリー反応率の測定のために、多くの放射化箔を体系の中心軸に沿って設置し、DT中性子照射後、高純度Ge検出器を用いて放射化箔からの崩壊線を測定し、様々なドシメトリー反応率を導出した。モンテカルロ輸送計算コードMCNP5-1.40及び核データライブラリーENDF/B-VII.1、ドジメトリー反応の断面積としてIRDFF-v.1.05を用いて反応率を計算した。計算結果は概ね測定値と良い一致を示し、DT中性子照射によるLiO体系での中性子場において、IRDFF-v.1.05の多くのデータが妥当であることを実証した。
太田 雅之; 佐藤 聡; 権 セロム; 落合 謙太郎; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1644 - 1648, 2016/11
JAEA/FNSのDT中性子を用いてモリブデンの積分実験を実施した。モリブデン体系は測定点におけるバックグラウンド中性子の影響を除去するために、酸化リチウムブロックで囲んだ。体系内の中心軸上での種々の反応の反応率と核分裂率を測定し、最近の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JENDL-4.0およびJEFF-3.2を用いて、モンテカルロ輸送計算コードMCNP5-1.40で求めた計算値と比較した。反応率の計算値は、全体として過小評価する結果が得られた。この過小評価の原因として、JENDL-4.0の(n,2n)断面積データよりJEFF-3.2の方が適切であり、Mo-98を除くJENDL-4.0の(n,)断面積は過大評価している可能性があることを示した。
金 宰煥; 中道 勝
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1764 - 1768, 2016/11
被引用回数：16 パーセンタイル：77.44(Nuclear Science & Technology)Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers in demonstration fusion power reactors. Advanced neutron multipliers are being developed by Japan and the EU as part of their BA activities. Beryllides are too brittle to fabricate into pebble- or rod-like shapes using conventional methods such as arc melting and hot isostatic pressing. To overcome this issue, we developed a new combined plasma sintering and rotating electrode method for the fabrication of beryllide rods and pebbles. By using these methods, preliminary synthesis of the ternary beryllide pebbles with different chemical compositions, BeTi
V
(x=0.0-1.0) was successful. Scanning electron microscopic observation revealed that grain size on the surface decreased while area fraction of Be phase on cross-section decreased as V amount increased. These decreases may be contributed by the fact that the chemical composition of the pebble was closely varied to single-phase BeV with no peritectic reaction as V amount increased while Be, BeTi and Be
Ti phases were formed with large grain due to peritecic reaction in the BeTi. This feature influenced to variation of reactivity with 1% water vapor at high temperature. It was concluded that weight gain as well as H generation decreased due to decreases of grain size as well as Be phase on the surface as V amount increased in BeTiV.
落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 星野 毅; 河村 繕範; 太田 雅之; 権 セロム; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1143 - 1147, 2016/11
これまでに原子力機構核融合中性子源(JAEA/FNS)を用いた核融合炉ブランケットに関するトリチウム回収実験を実施しており、トリチウムの生成量と回収量との比較や回収されたトリチウムの化学形を明らかにしてきた。今回より詳細なトリチウム回収性能のデータを得るために、電離箱(IC)を用いた新しいトリチウム回収実験をJAEA/FNSの大型ターゲットを用いて実施した。またICによるトリチウムの適切な測定を行うため、照射容器の改善を行った。我々の新しい照射実験からの回収されたトリチウムの放射能を測定し、6%以内で計算と一致することが明らかになるとともに、IC方法によるトリチウム定量測定の更なる改善が必要であることを指摘した。
酒瀬川 英雄; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1724 - 1727, 2016/11
核融合炉原型炉の建設のためには11,000トン以上の大量の低放射化フェライト鋼が必要となり、ブランケット構造部材として要求される適切な機械的特性をもった低放射化フェライト鋼の大量製造開発技術開発が重要である。本研究は低放射化フェライト鋼のひとつであるF82H鋼板の機械的性質の厚さ依存性を調査した。一般的に機械的性質は製造規模や部材の大きさに影響を受ける場合が多いからである。調査の結果、F82H鋼板の機械的性質の均質性や異方性に対する厚さの影響は認められなかったが、質量効果がシャルピー衝撃特性に認められ100mm厚さ鋼板には延性脆性遷移温度の上昇が認められた。しかしながら、遷移温度は0
C以下であり、従来鋼と比較しても遜色ないものであった。
