Design of neutron monitor using flowing water activation for ITER

西谷 健夫; 海老澤 克之*; Walker, C.*; 河西 敏

JAERI-Tech 2002-033, 40 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-033.pdf:1.54MB

流水の放射化を利用したITER用中性子モニターの設計を行った。照射端は赤道面のフィラー遮蔽モジュール内に真空容器を貫通して挿入する構造とした。線測定ステーションは生体遮蔽外の上部ピットに設置し、照射端からの距離は20mとした。真空容器、ブランケットモジュール、フィラー遮蔽モジュール、第1壁を3次元モデル化し、JENDL 3.2核データライブラリーを使用したMCNP-4bコードを用いて各種特性を評価した。時間分解能は水配管に沿った放射化反応の分布及び乱流拡散を考慮して、10m/sの流速に対し時間分解能100ms(ITER要求値)以下であり、100kW-500MWのITERの出力範囲で測定が可能であることを示した。また放射化量はプラズマの位置にほとんど依存しないことがわかった。

Technical feasibility study on a fusion power monitor based on activation of water flow

金子 純一; 宇野 喜智; 西谷 健夫; 前川 藤夫; 田中 照也; 柴田 泰成; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Review of Scientific Instruments, 72(1), p.809 - 813, 2001/01

https://doi.org/10.1063/1.1320996

ITER用核計装開発の一環として、水の放射化を用いた核融合出力モニターの開発を行った。これは、水と14-MeV中性子により起こるO(n,p)N反応によって生成するNの崩壊に伴う6-MeVの線を測定することで、D-T中性子発生量、すなわち核融合出力をモニターするものである。本核融合出力モニターは、第一壁から生態遮蔽の外側にまで張り巡らされたループ状の水配管と線検出器(例えばBGOシンチレータ)から構成され、高信頼性、長期安定性、絶対測定及び保守性の点で優れた特徴を持つ。パルス中性子を用いた時間分解能測定実験では、プラズマ診断用途で要求される100msの時間分解能を十分に満たす50msの時間分解能を達成した。また中性子モニターの時間応答が乱流核酸モデルによって記述できることを明らかにした。

Experimental study on beryllium-7 production via sequential reactions in lithium-containing compounds irradiated by 14-MeV neutrons

前川 藤夫; Verzilov, Y.M.*; Smith, D. L.*; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1448 - 1452, 2000/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(00)00182-3

核融合炉のトリチウム増殖材であるリチウムは、14-MeV中性子照射ではトリチウム以外に放射能は生成しないとされている。しかし実際に照射を行うと、ベリリウム-7を生成する。これは、14-MeV中性子反応により生成した陽子や重陽子がさらにリチウム-6やリチウム-7と反応(シーケンシャル反応)してベリリウム-7を生成するためである。そこで、原研FNSのD-T中性子源で酸化リチウム、炭酸リチウム及び水酸化リチウムを照射し、これらの化合物中における実効ベリリウム-7生成断面積を測定した。酸化リチウムの場合の実効断面積は約0.05mbであった。この結果は、SiC等の低放射化構造材料を用いる核融合炉の炉停止後のブランケット中の生成誘導放射能を評価するうえで、シーケンシャル反応によるベリリウム-7生成を十分に考慮しなければならないことを示している。

Investigation on prediction capability of nuclear design parameters for gap configulation in ITER through analysis of the FNS gap streaming experiment

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.263 - 267, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874887

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動のR&Dタスク「中性子工学遮蔽実験(T-218)」として、原研FNSで行われたITERのためのギャップストリーミング実験の解析を行った。実験体系を詳細にモデル化し、3次元モンテカルロ輸送計算コードMCNP-4AとFENDL/E-1.0及びJENDL Fusion Fileに基づく断面積ライブラリを用いて計算を行った結果、すべての計算値はおおむね30%以内で実験値と一致した。このため、詳細なモデル化を行えば、現在ITERの設計で使われているこれらのコードや核データベースにより、ITERのブランケットモジュール間にできる約2cm幅のギャップによる中性子や線のストリーミング現象を適切に取り扱い、ブランケットモジュール脚部の再溶接箇所のヘリウム生成率や真空容器背後のトロイダル磁場コイルに対する核応答を精度良く評価できることが実証された。

Decay heat experiment and validation of calculation code systems for fusion reactor

前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎

JAERI-Research 99-055, p.188 - 0, 1999/10

JAERI-Research-99-055.pdf:8.59MB

核融合炉の冷却材喪失事故時等の安全性解析において、崩壊熱量の正確な評価は極めて重要である。そこで、ITER/EDAのタスク(T-339)として崩壊熱測定実験を行い、その妥当性を検証した。まず、崩壊熱を高精度かつ効率的に測定できる検出器、全エネルギー吸収スペクトロメータを開発し、原研FNSの14-MeV中性子で照射した32種の試料から発生する崩壊熱を1分~400日の冷却時間範囲にわたって測定した。実験解析により崩壊熱計算コード(ACT4,CINAC-V4)、放射化断面積ライブラリー(FENDL/A-2.0,JENDL放射化ファイル等)、及び崩壊データの妥当性を検証した結果、コードやデータに修正すべき問題点が見つかった。これらに対処した結果、多くの試料について計算値は実験値と良い一致を示した。特にITERで重要なステンレス鋼316及び銅については、崩壊熱を10%以内の精度で予測できることがわかった。

Experimental validation of calculations of decay heat induced by 14MeV neutron activation of ITER materials

N.P.Taylor*; 池田 裕二郎; Bartels, H.-W.*; G.Cambi*; D.G.Ceprage*; E.T.Cheng*; R.A.Forrest*; H.Iida*; H.Y.Khater*; 前川 藤夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 45(1), p.75 - 88, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00436-0

ITER等のD-T核融合炉の冷却材喪失事故時には、14-MeV中性子によって放射化した材料中に生じる崩壊熱が温度上昇による事故拡大の原因となる。このため、ITERの安全解析で使われる崩壊熱計算コード及び核データライブラリは高精度であることが要求される。そこで、原研FNSで行われたITER関連材料に関する崩壊熱測定実験の結果をもとに、各国で使われているさまざまな崩壊熱計算コード及びライブラリの精度検証のための国際ベンチマークを行った。その結果、放射化断面積ライブラリFENDL/A-2を用いた場合、ITERの事故解析で重要な時間範囲において各計算コードとも実験値と良く一致する崩壊熱を与えることがわかった。