Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
佐藤 達彦; 津田 修一; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 仁井田 浩二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.287 - 290, 2004/03
放射線防護の観点から、重イオン照射による人体内のエネルギー沈着の特徴をモンテカルロシミュレーションにより解析した。その結果、入射エネルギーが非常に高い場合でも、高LET粒子がエネルギー付与に重要な役割を果たしていることが判明した。この結果は、高エネルギーの陽子及び中性子入射に対する解析結果と異なった特徴を示しており、重イオン被ばくによる放射線医学的影響をより詳細に評価する際に極めて有用となる。
佐藤 達彦; 津田 修一; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 仁井田 浩二*
Radiation Protection Dosimetry, 106(2), p.145 - 153, 2003/11
被引用回数:14 パーセンタイル:66.87(Environmental Sciences)放射線防護の観点から、高エネルギーハドロン照射による人体内のエネルギー沈着の特徴をモンテカルロシミュレーションにより解析した。その結果、高エネルギー中性子及び陽子照射に対して、その沈着エネルギーの80%及び90%以上が低LET粒子により付与されていることが判明した。また、得られたデータは、人体に対する放射線医学的影響をより詳細に評価する際に非常に有用となる。
中村 武彦; 高橋 正人*; 吉永 真希夫
JAERI-Research 2000-048, 77 Pages, 2000/11
NSRRでは照射済燃料を用いたパルス照射実験により、燃焼の進んだ燃料の反応度事故時挙動を調べている。反応度事故の大きさはパルス状の出力上昇によって燃料に付与される発熱量あるいはピーク燃料エンタルピで示される。照射済燃料の場合、燃焼度に応じて残留核分裂性物質の量及び中性子吸収体として働く核分裂生成物(FP)の量及びその分布が変化するため、炉出力と発熱量の関係は燃焼度、濃縮度等によって異なる。特に低濃縮の発電用燃料の場合、定常照射中の中性子スペクトルの違いが核分裂性物質の大部分を占めるプルトニウム(Pu)の生成量に影響するため燃焼挙動は複雑で、その評価は特に重要である。本研究では、NSRR照射済BWR燃料実験に用いた燃料を対象にORIGEN2,RODBURN,SWATの3種のコードによる燃焼計算結果を実測した組成と比較し、計算の妥当性を検討した。さらに、得られた組成を用いてNSRRパルス照射時の発熱量を計算し、FP測定により実験的に評価した値と比較検討した。この結果、ボイド率の違いによる中性子スペクトルの変化が、燃焼及びPuの生成に大きく影響し、その結果NSRR実験での発熱量を変化させることを示した。また、ボイド率等を適正に評価することにより、発熱量を実験評価上十分な精度で評価できることを明らかにした。本研究では、実験上重要であるが実測が困難な半径方向の出力分布、FP生成量の分布等が評価され、燃焼特性及びFPガス放出挙動を評価するうえで重要な知見が得られた。
菊地 賢司; 中島 宏; 石倉 修一*; 二川 正敏; 日野 竜太郎
Journal of the Physical Society of Japan, 37(2), p.113 - 119, 2000/02
従来の鉛系(鉛-ビスマス)を用いたターゲットより、原子数密度が高く、したがって中性子生産性も高い水銀ターゲットが近年注目されている。しかし、圧力波の観点からターゲットの特性を検討した例はこれまで見当たらない。そこで、核破砕ターゲットにより生じる熱衝撃が水銀ターゲットと鉛ターゲットの容器に及ぼす力学的な負荷を計算機シミュレーションにより評価し、比較した。その結果、熱衝撃により受ける力学負荷に大差は無く、この点から言えば、中性子生産性の高い水銀が有利と判断されると結論される。さらに、ターゲット内の熱発生密度分布関数、及び熱衝撃による脈動の周期がD/V(D:ターゲット直径,V:ターゲットの音速)で予測されることを示した。
中村 武彦; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 鈴木 敏夫*; 高橋 正人*; 細山田 龍二*; 石島 清見
JAERI-Research 98-052, 55 Pages, 1998/09
NSRRでは燃焼の進んだ燃料のパルス照射実験により、反応度事故時挙動を調べる実験を実施している。反応度事故の大きさの指標である発熱量は、パルス照射により生成されたFP量の測定により評価する。照射済燃料の場合は、定常照射中の燃焼により生成したFPが、パルス実験時の生成量に比べて桁違いに大きいため、測定は簡単でない。この最も重要な実験パラメータである発熱量を精度よく評価するため、短半減期FP Ba-140を化学分離後定量する手法を開発した。さらにNSRR炉心核計算により実験燃料と炉心出力のカップリング係数を求めた。本報告書では、これらの測定・解析手法及び結果を、実験燃料の燃焼度と発熱量について、JMTR予備照射燃料についてまとめた。実測と解析の比較検討の結果、信頼性の高い発熱量と残留核分裂性物質の関係が得られた。
中野 純一; 山田 禮司
JAERI-Research 95-045, 26 Pages, 1995/06
自由エネルギー最小化法に基づく化学平衡状態計算プログラムSOLGASMIX-PVを用いて、CHSiCl-H-Ar系の化学蒸着(CVD)に関して熱力学計算を行い、CVD状態図を得た。CHSiCl-H系では、-SiC+C、-SiC、-SiC+Si(l)、Si(l)、-SiC+Si(s)、およびSi(s)が蒸着する領域が存在することがわかった。CHSiClAr系では、-SiC+CおよびCが蒸着することがわかった。これらの計算結果と報告されている蒸着実験結果とを比較した結果、-SiC+Cが蒸着すると計算された領域において、-SiC+C、-SiC、または-SiC+Si(s)が蒸着することがわかった。CVDにおける最適なガスのモル比と蒸着温度に関しては、(Ar+H)/CHSiClモル比1000~10000、Ar/Hモル比0.43~0.15、蒸着温度1100~1500Kのときに、原料のSi原子は最も効率よく-SiCとして蒸着し、-SiC単相を生成することが明らかになった。
H.-W.Bartels*; 功刀 資彰; A.J.Russo*
Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion, Vol. 5, 0, p.225 - 244, 1994/00
本論文は、IAEAのAtomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusionのシリーズ第5巻に特集されるMaterial properties data compendium for fusion reactor plasma facing componentsに寄稿されたものであり、核融合炉プラズマディスラプション時に発生する可能性のある逃走電子(Runaway Electron)のプラズマ対向壁への影響について、これまで実施された研究の成果をレビューしたものである。
丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。
功刀 資彰
Fusion Engineering and Design, 23, p.329 - 339, 1993/00
被引用回数:5 パーセンタイル:47.62(Nuclear Science & Technology)核融合炉ディスラプション時の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、電子光子輸送コードEGS4に磁場効果を加えた逃走電子シミュレーションを実施した。炭素層及びMo層から成る単純モデルに対し、運動エネルギー10~300MeV、入射角0.5゜~25゜で照射された逃走電子の磁場下での挙動を追跡し、材料内でのエネルギー沈着量を評価した。その結果、磁場を考慮したことによる沈着量の増加は、Mo層内で約8倍にも達し、逃走電子解析における磁場効果の重要性が示された。しかし、電子エネルギーが100MeV以上では、エネルギーの大きさ及び入射角度の影響は殆ど無いこと及び磁場の傾斜角度の影響も本解析範囲内では顕著でないことが分かった。ITER/CDAの3種ダイバータについても磁場の存在により電子が深く侵入するため、冷却管への高い沈着がみられダイバータ材料及び構造の改善の必要性が示された。
功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 佐藤 理*; 中村 充志*
KEK-PROC-92-16, p.56 - 63, 1992/12
EGS4(Electron Gamma Shower,Ver.4)はスタンフォード線形加速器センター(SLAC)を中心に開発・発展してきた高エネルギー物理分野のモンテカルロ法による電子光子輸送コードである。一方、核融合炉のプラズマディスラプション時には、逃走電子(Runaway Electrons)が発生し、プラズマ対向機器(PFC)内へ入射、散乱して、大きな体積発熱を生ずる。この発熱がPFCの熱構造上の問題となっている。そこで、この逃走電子によるエネルギー沈着解析にEGS4を適用し、単純な形状でのベンチマーク及びITER候補ダイバータ構造での予備解析結果を報告する。EGS4の核融合分野への適用は初めてであると共に、逃走電子解析自体も世界的に数例しか報告されておらず、本コード開発・適用の工学的意義は大きい。
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。
丹沢 貞光; 石島 清見
JAERI-M 91-183, 31 Pages, 1991/11
本報告書は、NSRRにおけるパラメータ実験の1つである冷却材温度パラメータ実験の結果についてまとめたものである。本実験は、初期冷却材温度を60C及び90Cと標準冷却材条件における実験の場合と比べて高めることにより、初期冷却材サブクール度の違いに基く被覆管表面の熱伝達の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べることを目的としている。これまでの実験から、冷却材のサブクール度が低下すると、被覆管表面での熱伝達が悪くなることにより、標準冷却材条件における実験の場合と比較して、同一発熱量に対する被覆管表面の温度上昇は初期冷却材の温度差以上に大きくなることが確認でき、その結果、破損しきい値が低下すること等が明らかになった。
中村 武彦; 更田 豊志; 傍島 眞; 細山田 龍二*
JAERI-M 90-067, 85 Pages, 1990/04
NSRRでは高速炉の研究開発に資する為に、事故時の高速炉燃料の挙動を調べる実験を計画している。高速炉燃料は、被覆管がステンレス鋼であり、燃料ペレットも酸化物のほか炭化物、窒化物、さらに金属燃料も考えられている。冷却材がナトリウムであるため、高速炉燃料実験用カプセルおよびループは運転温度が高く、断熱材や中性子減速材を備えた複雑な構造となり、従来の水カプセルとは大幅に異なったものとなる。本報告ではこれらの実験物を用いて、高速炉燃料をNSRRで中性子照射した場合の、中性子輸送計算を行い、各種燃料の発熱量を評価し、NSRR高速炉燃料実験の適用範囲を定量化した。また、実験物を中性子経済の優れた設計とするため、構造材や減速材等の核的性質の評価を併せて行った。
柳原 敏; 鈴木 敏夫
JAERI-M 85-208, 53 Pages, 1986/01
近年NSRRで実施している破壊力測定実験、ガドリニア入り燃料実験、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料実験の各実験シリーズについて、単位炉心積分出力当りの発熱量を評価するための実験を行い、線スペクトロメトリーにより各実験で照射した燃料の核分裂数を求めた。各実験シリーズにおける単位炉心積分出力当りの核分裂数及び炉心積分出力から発熱量への変換係数は以下の通りである。
湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市
JAERI-M 85-043, 27 Pages, 1985/03
自由エネルギー最小化法に基づく計算コードSOLGASMIX-PVを用いて、CHSiCle-H-Ar系の熱力学計算を行ない、CVD-状態図を得た。条件により、-SiC、-SiC+C(S)、-SiC+Si(S)、-SiC+Si(l)、Si(S)、Si(l)、またはC(S)が蒸着する領域があることがわかった。また、CHSiCle-H-Ar系では、-SiC+C(S)またはC(S)が蒸着することがわかった。これらの計算結果と報告されている蒸着実験結果とを比較した結果、-SiCが蒸着すると予測された領域の高温部(約2000K以上)で-SiC+C(S)が、低温部(約1700K以下)で-SiC+Si(S)がそれぞれ蒸着しており、SiCの蒸着機構を考察する上で重要な結果を得た。
西田 雄彦; 中原 康明
JAERI-M 84-154, 43 Pages, 1984/09
加速器からの高エネルギー荷電粒子によってターゲット内に発生する多量の中性子は、核燃料の生産や放射性廃棄物の消滅処理などへの利用が考えられる。原研においても、シュミレーション・コードNMTC/JAERIを用いて、この研究が進められて来たが、今回は、その出力データ処理編集コードNMTAに、いくつかのサブルーチンを作成・追加して、発熱総量や発熱密度分布、残留核の平均励起エネルギー、消滅核種数などを計算できるようにした。また、鉛や天然ウラン、溶融塩のターゲット中での発熱量に関する予備解析を、入射粒子のエネルギーや種類、ビーム半径、ターゲット物質やそのサイズを変えて行った。本報告では、新しい計算ルーチンの解説を行うと共に、計算結果のまとめと検討を行う。
柳原 敏; 塩沢 周策; 斎藤 伸三
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.469 - 481, 1982/00
反応度事故条件下における燃料挙動の解明がNSRRにおいて進められている。実験の結果、UOペレットの偏心のために、被覆管温度が円周方向において異なっていることが判明した。この温度差は180°方向に取り付けた2本の熱電対による測定結果では、必ずしも最大の温度差を表してはいないが、測定可能な範囲内で最大150Cであった。他方、照射実験後、酸化膜厚さから温度差を推定した結果では、290cal/g・UOまでの発熱量条件において最大350Cであった。又、簡単な計算により、最大限UOペレットが偏心した燃料棒において被覆管の円周方向の温度差を評価すると、260cal/g・UOの発熱量において最大350Cの温度差が出来ることが分った。このUOペレット偏心の影響は、反形、溶融等にも現れており、UOペレットの偏心が燃料棒の破損にも影響を及ぼしている。
斎藤 伸三; 渡辺 輝夫; 山下 義昭*; 大友 正一
JAERI-M 8865, 44 Pages, 1980/05
熱中性子炉への利用を目的としたプルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の反応度事故時の挙動をNSRRを用い動燃事業団と共同で研究する計画が進められている。本報は本実験計画の内容及び54年度に行なった核計算及び予備実験結果、実験物開発状況、所内安全審査説明資料等に関しまとめたものである。
柳原 敏; 星 蔦雄; 塩沢 周策
JAERI-M 8457, 36 Pages, 1979/10
NSRR実験において、試験燃料の発熱量と炉心積分出力の対応は線スペクトロメトリ法による核分裂生成物の定量により求められているが、核計算による評価値と比較して15%程高い。このため、線スペクトロメトリ法による評価方法の妥当性の確認が望まれていた。そこで、NSRR実験カプセル内にカロリメータを挿入してパルス照射し、試験燃料の発熱量の直接測定を試みた。本測定の結果、炉心積分出力に対する試験燃料の発熱量は4.52cal/g・UO/MW・Sであり、この値はこれまでの値4.36cal/g・UO/MW・Sと極めて良い一致をみた。本実験により、線スペクトロメトリ法による測定結果の妥当性の確認ができた。
斎藤 伸三; 石島 清見; 丹沢 貞光; 塩沢 周策; 大西 信秋
JAERI-M 8087, 42 Pages, 1979/02
本稿はNSRRで行なった初期ギャップ幅パラメータ実験の結果について述べたものである。実験は、初期ギャップ幅がそれぞれ0.195mm、0.095mmおよび0.050mmの三種類の試験燃料を用いて行ない、1)被覆管表面でDNBが発生する発熱量は初期ギャップ幅の相違によって顕著に変化すること、2)発熱量が200cal/g・UO以上になると被覆管表面温度の最高値は初期ギヤップ幅の相違にほとんど依存しなくなること、3)破損しきい値は、初期ギャップ幅が狭い程低くなる傾向にあるが、その値の相違はそれ程大きくないこと、4)破損機構は初期ギャップ幅の相違によって変化しないこと、5)燃料の温度挙動および変形挙動を理解するうえでペレットの変形の正確なモデル化が今後の課題となること、等の重要な結論を得た。