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近藤 恵太郎; 高木 智史*; 村田 勲*; 宮丸 広幸*; 高橋 亮人*; 久保田 直義; 落合 謙太郎; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1527 - 1533, 2006/02
被引用回数：14 パーセンタイル：68.12(Nuclear Science & Technology)核融合炉開発においてDT中性子入射による荷電粒子放出二重微分断面積は、中性子の相互作用による核発熱や材料損傷の評価のため必要である。特にベリリウム,リチウム,カーボンのような軽核の核反応は複雑で、理論計算のみによる断面積評価は難しい。高精度の測定データが望まれており、新しい測定手法の開発が重要である。われわれは原研FNSのビーム状中性子源とシリコン半導体検出器を用いたE-
Eカウンターテレスコープを利用した荷電粒子スペクトロメータを開発した。この測定手法を用いて
Be, 
C, 
F, 
Alの放出荷電粒子測定を行った。Alの測定データからこの測定手法の妥当性を確認した。Beの
粒子放出二重微分断面積については、後方の放出角と低エネルギー部分において評価済み核データとの相違が見られた。
佐藤 聡; Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 中尾 誠*; 和田 政行*; 久保田 直義; 近藤 恵太郎; 山内 通則*; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1183 - 1193, 2006/02
被引用回数：19 パーセンタイル：77.5(Nuclear Science & Technology)原研FNSでは、発電実証ブランケット開発に向けて、中性子工学実験を行っている。おもに、ブランケットモックアップ積分実験によるトリチウム生成率検証,クリーンベンチマークベリリウム積分実験,トリチウム生成率測定手法の国際比較を行ってきた。現在、タングステン,低放射化フェライト鋼,水,チタン酸リチウム,ベリリウムから成る試験体を用いて、ブランケットモックアップ積分実験を行っている。5, 12.6, 25.2mm厚のタングステンアーマを設置することにより、積算したトリチウム生成量は、アーマ無しの場合と比較して、約2, 3, 6%減少することを確認した。原研が進めているブランケット設計では、トリチウム増殖率の減少は2%以下と予測され、許容範囲である。反射体無しの実験では、モンテカルロコードによる積算したトリチウム生成量の計算値は、実験値と比較して4%以内で一致しており、高精度にトリチウム生成量を予測できることを明らかにした。クリーンベンチマークベリリウム積分実験では、厚さ約30cmの体系において、放射化箔やペレットによる各種反応率の計算結果は、実験結果と10%以内で一致することを明らかにした。
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。
中島 宏
JAERI-M 92-025, 171 Pages, 1992/02
本研究では、先ずDT反応型核融合炉の遮蔽設計上重要な課題について一連の工学的ベンチマーク実験を実施した。それに基づいて、ITERの概念設計で用いられる遮蔽計算手法、DOT3.5及びMCNP-3の計算精度を評価し、計算手法の問題点の摘出を行った。さらに、現在開発中のBERMUDAについて検討した。304s.s.製段違い狭小スリット体系の中性子ストリーミング問題では、DOT3.5及びMCNP-3はITERの概念設計で想定されている計算精度で適用可能であることを示した。また、多段層スリット中性子ストリーミング問題では、MCNP-3が、316Ls.s.体系内の2次
線核発熱問題では、DOT3.5がそれぞれ適用可能である。一方、316Ls.s.体系内の中性子深層透過問題及び大きな空洞内における中性子挙動問題では、BERMUDAが有効な手法であることを明らかにした。
山口 誠哉
JAERI-M 89-074, 109 Pages, 1989/06
中性子・ガンマ線混在場における
Li、
Liガラス・シンチレータの応答の差を利用して、DT中性子で照射された核融合炉ブランケット模擬体系中のトリチウム生成率を、高感度、オンラインで、かつ高精度に測定する方法を開発した。特に、シンチレータが中性子束に与えるパータベーション(自己遮蔽効果および中性子束低下)、および、シシチレータのサイズが生成荷電粒子であるアルファ粒子・トリトンの飛程に比べて十分大きくないために生ずる波高分布の歪み(端効果)について、実験、理論およびモンテカルロ・シミュレーションにより詳しい検討を加えた。本測定法をブランケット模擬体系中のトリチウム生成率分布測定に適用し、
線計数法による結果と良い一致を得た。さらに、Li、Liガラス・シンチレータ同時測定、検出器の超小型化、強電磁場への適応を目的として、本測定法への光ファイバーの応用も行なった。
権 セロム; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力
no journal, ,
約20年前にJAEA/FNSで銅ベンチマーク実験が行われた、数keV以下の中性子に係る実験値と解析値に不一致がみられた。この原因の一つとして実験室の壁からのバックグラウンド中性子による影響が考えられるため、バックグラウンド中性子を低減させた銅実験体系を構築し、新たな銅ベンチマーク実験を実施した。解析はモンテカルロ中性子輸送コードMCNP5-1.40と最新の核データライブラリーのENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0(ENDF/B-VII.0), JENDL-4.0で行い、反応率と核分裂率の計算にはドジメトリファイルのJENDL Dosimetry File 99を用いた。前回の
Au(n,)
Auの結果に比べるとJENDL-4.0を用いた計算結果は若干改善されたものの、まだどの核データライブラリーを用いた解析値も実験値を大幅に過小評価し、この過小評価の原因が銅の核データにあることがわかった。
落合 謙太郎
no journal, ,
本講演では、7年以上に渡り原子力機構DT中性子源施設FNSで進めてきた増殖ブランケット模擬体系を用いたDT中性子照射によるトリチウム回収の照射総合試験研究の成果について発表した。特に核融合炉ブランケットの温度範囲におけるトリチウム回収率に関する温度依存性の結果とブランケットにおけるトリチウム回収時間を調べるための時間応答性について詳細に説明した。また、これまでの主要な成果に基づき、今後の核融合原型炉やITERテストブランケットモジュールに対するトリチウム回収システム設計への重要な課題として、現在、原子力機構で進めている核融合原型炉設計のための次期大強度中性子源であるA-FNSによる増殖ブランケット照射実験計画について提案した。
