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論文

MCNPによるJMTR炉心$$gamma$$加熱率の計算

長尾 美春

日本原子力学会モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.219 - 223, 2002/01

近年の軽水炉や核融合炉の材料についての照射試験においては、$$gamma$$線による照射効果が着目されており、照射試料の温度予測の点からより正確な$$gamma$$加熱率データが必要とされるなど、照射場特性として$$gamma$$線が重要視されるようになってきた。そこで、JMTR炉内の$$gamma$$線分布に関し、モンテカルロ手法を用い、より高精度な評価の検討を開始した。モンテカルロコードMCNPにより計算した$$gamma$$加熱率を入力として、温度計算コードGENGTCで計算した試料温度は、測定データに対して-20~+10%の範囲であった。以上から、モンテカルロ手法を用いて3次元詳細モデルにより解析した$$gamma$$加熱率データを用いて温度計算を行うことにより、照射試料の温度を実用的な精度で評価できる見通しが得られた。

論文

Experimental investigation on streaming due to a gap between blanket modules in ITER

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.540 - 544, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874946

ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cmと80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び$$gamma$$線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は$$gamma$$線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。

論文

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00188-9
 被引用回数：2 パーセンタイル：24.46(Nuclear Science & Technology)

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B$$_{4}$$C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

論文

Fusion dosimetry based on nuclear heating measurement with microcalorimeters

池田 裕二郎; A.Kumar*

Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.881 - 888, 1998/00

FNSを用いた核融合中性子工学研究の一環としてマイクロカロリーメータを適用したD-T核融合中性子場の構造材中の核発熱測定法を開発してきた。測定データはKERMA関連核データ検証で有効に用いられた。その過程で、原子番号の小さい炭素やベリリウムは主に中性子に、高原子番号のタングステンや鉛は主に$$gamma$$線が発熱を支配することが分かった。そこで、マイクロカロリーメータ測定を発展させた任意の中性子・$$gamma$$線混在場で各々を独立に求めるドシメトリー法を提案した。中性子と$$gamma$$線に各々感度が高い異なるプローブ組み合せ、温度上昇の実測値と解析データに基づく感度比から中性子線と$$gamma$$線の線量を求めた。測定結果は、中性子及び$$gamma$$線の輸送計算から求めた値と概ね一致した。その結果は、本ドシメトリー法の妥当性とともに実際の核融合環境での適用の有効性を示すものである。

報告書

Bulk shielding experiment on a large SS316/water assembly bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 和田 政行*; 前川 洋

JAERI-Research 95-017, 71 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-017.pdf:3.09MB

94ITER/EDAのタスクとして、SS316/水複合系に対するバルク遮蔽実験を行った。この実験の目的は、D-T中性子に対するSS316/水遮蔽体の遮蔽性能に関する実験データを取得し、最終的に遮蔽設計裕度を導出することである。実験体系のテスト領域は、SS316と水の層状構造で、直径1200mm、厚さ1372mmの円筒形状をしている。i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率のデータを体系表面から体系内914mmの深さまで測定した。追加遮蔽体を付加することにより、914mmの深さでも実験室の壁反射バックグラウンドの影響の小さい実験データを取得することができた。以前に行ったSS316バルク遮蔽実験結果との比較から、SS316中の水の遮蔽性能に及ぼす効果を調べた。実験解析は、別に第2部で述べられている。

論文

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies

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$$phi$$NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40$$phi$$NE213を用いて、$$gamma$$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、$$^{235}$$U・$$^{238}$$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。

論文

Measurements of gamma-ray heating in lithium-oxide, graphite and iron slab assemblies bombarded by D-T neutrons

山口 誠哉; 前川 洋; 小迫 和明*; 中村 知夫; K.G.Porges*

Fusion Engineering and Design, 10, p.163 - 167, 1989/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(89)90048-3
 被引用回数：7 パーセンタイル：63.97(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケット規模体系中のガンマ線発熱率分布を熱蛍光線量計(TLD)を用いて測定した。測定には異なる実効原子番号を持つ4種類のTLDを用い、内挿法を適用した。

論文

Evaluation of decay heat in fusion experimental reactor

関 泰; 山田 光文*; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(10), p.727 - 734, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.727
 被引用回数：1 パーセンタイル：19.12(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(FER)のブランケットと遮蔽における崩壊熱を、最近開発した誘導放射能計算システムTHIDA-2を用いて計算した。炉停止後のいくつかの時間間隔後の崩壊熱を計算した。炉停止後のどの時間においてもFERのブランケットの崩壊熱の除去は核分裂炉よりは困難でないことがわかった。ブランケット中の崩壊熱の詳細な分布を求めるには崩壊熱に伴なって放出される$$gamma$$線の輸送を追う必要があることを示した。評価に使用した$$gamma$$線の発熱定数の妥当性も示した。

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