Atomic and molecular data activities for fusion research at JAERI

久保 博孝; 左高 正雄; 白井 稔三

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.352 - 355, 2006/00

核融合研究では、粒子熱制御やプラズマ診断のために、燃料である水素,核反応で生成されるヘリウム,プラズマ対向面材料から発生する不純物に関する原子分子データが必要である。ここでは、原研における核融合研究のための原子分子データ整備に関する最近の活動概要について報告する。原研では、最近、低温ダイバータプラズマにおいて重要な役割を果たす分子(水素分子,炭化水素分子等)に関する反応断面積データを収集評価している。収集評価したデータから半経験式を導き、データを使いやすくした。また、米国国立標準技術研究所と協力して、核融合プラズマにおいてプラズマ対向面材料から発生する、あるいは熱制御やプラズマ診断のために入射される重不純物(Ar, Ti, V, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Ga, Kr, Mo, W)の高電離イオンに関するスペクトルデータを収集評価している。さらに、大学の協力を得て、低エネルギー領域における電子衝突や荷電交換に関する断面積データの取得を行っている。

Production and compilation of charge changing cross sections of ion-atom and ion-molecule collisions

今井 誠*; 白井 稔三*; 斉藤 学*; 春山 洋一*; 伊藤 秋男*; 今西 信嗣*; 福澤 文雄*; 久保 博孝

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.323 - 326, 2006/00

われわれは核融合研究に必要なイオン-原子,イオン-分子衝突による荷電交換断面積データの生産と収集を行ってきた。核融合炉の対向面材料から不純物として発生するの1価及び2価イオンと原子(),分子()との衝突による1電子及び2電子交換断面積を5-15keVの衝突エネルギー領域で測定した。また、1983年以降に科学雑誌に発表された荷電交換断面積の測定データを収集した。ここでは、これらのデータ生産,収集活動について報告する。

Non-destructive analysis of impurities in beryllium, affecting evaluation of the tritium breeding ratio

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; Klix, A.; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1337 - 1341, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.194

これまで濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層ブランケット模擬体系に対して14MeV中性子源FNSを用いた核特性系積分実験を実施してきたが、実測されたトリチウムの生成率はモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと核データJENDL-3.2による計算値よりトリチウム増殖層平均で20%小さかった。その主要な原因として、ベリリウム中の微量不純物(B, Li, Gd等)が寄与していると考察し、FNSを用いて中性子透過実験を行い、実験的評価を行った。大きさの異なるベリリウム単体の体系にパルス状DT中性子を入射し、BF3中性子検出器により、熱中性子束の減衰時間を測定した。全ての試験体で、測定した熱中性子の減衰時間は計算値より早かった。これはベリリウム中の微量不純物により熱中性子束が吸収されるためと考えられる。熱中性子の減衰時間から実行的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きな値が得られた。不純物の主要成分を検討し、トリチウム増殖率への影響を評価している。

Experimental validation of decay heat calculation codes and associated nuclear data libraries for fusion energy

前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(1), p.53 - 62, 2001/01

https://doi.org/10.3327/jnst.38.53

核融合炉の安全設計を行ううえで、14-MeV中性子照射された機器中における崩壊熱を高精度で予測することは極めて重要である。そこで、原研FNSの14-MeV中性子源施設で取得された32種の核融合炉関連材料に対する系統的な崩壊熱実験データを利用し、崩壊熱計算精度の検証を行った。日本で開発された2つの計算コードであるACT4とCINAC、及びJENDLとFENDLの放射化断面積ライブラリ、などのテストを行った。計算値を実験データと比較した結果、2つの計算コードのアルゴリズムは正しく、また多くの放射化断面積や崩壊データは適切であることを確認した。しかし、不適当な放射化断面積、放射化断面積データの欠如、X線や転換電子エネルギーの不適切な取り扱い方法等の問題が依然として存在することがわかった。

Development of displacement cross section set for evaluating radiation damage by neutron irradiation in materials used for fusion reactors

真木 紘一*; 佐藤 聡; 川崎 弘光*

JAERI-Data/Code 97-002, 76 Pages, 1997/02

JAERI-Data-Code-97-002.pdf:2.15MB

照射損傷の代表的指標である弾き出し損傷評価に必要な弾き出し断面積セットを、反応のカイネマティクスを用いて算出した。弾き出し断面積セットに内蔵した核種とエネルギー群構造を核融合炉核計算用群定数セットFUSION-J3と同一とし、それぞれ、40核種、125群と42群の二つのセットを作成した。そのセットを用いて、国際熱核融合実験炉ITERを対象に第一壁中性子フルエンス1MWa/mに対して、SS316と銅の弾き出し損傷を算出した結果、それぞれ10dpa、13dpaが得られ、過去に特定材料として評価された結果とほぼ一致している。以上より、運転中の中性子束の計算結果をベースに、弾き出し損傷まで通して評価できる核融合核計算システムを構築した。

Measurement of radioactivity production for V, Co, and Zn via the (p,n) sequential reaction processes in titanium, iron, and copper metals associated with 14-MeV neutron irradiation

池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋

Nuclear Science and Engineering, 116, p.19 - 27, 1994/01

https://doi.org/10.13182/NSE94-A21477

14MeV中性子1次反応で放出される荷電粒子が引き起こす連続的反応過程が長寿命放射性核を生成する場合が有り、核融合炉の誘導放射能評価においてその概念の重要性が指摘されている。実験による概念の妥当性を検証するために、D-T中性子で照射された鉄、銅及びチタンの(n,xp)反応による放出陽子が誘導する(p,n)連続反応に着目し、各々Co,Zn及びVの生成断面積を初めて測定した。実験値は各々4.5,8.9及び2.8bとなり1次中性子反応断面積に比べ3桁以上小さい値である。実験値の妥当性を評価するために反応過程を考慮した推定計算を行った。その結果、Coでは20%過大評価、Znは40%、Vは4倍各々実験値を過少評価している。結論として、推定計算に用いたデータの不確定性及び近似を考慮する限り、妥当な範囲の値であり、荷電粒子誘導連続反応の概念を実験的に検証したものと言える。

Multi-group helium and hydrogen production cross section libraries for fusion neutronics design

森 清治*; S.Zimin*; 高津 英幸

JAERI-M 93-175, 72 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-175.pdf:1.61MB

核融合炉の核・遮蔽計算において使用されるヘリウム及び水素生成断面積ライブラリーをJENDL-3データファイルに基づいて作成した。これらのライブラリーは核融合炉核設計において頻繁に使用される輸送計算用断面積セットFUSION-J3とFUSION-40と同じ群構造を有しており、反応率計算コードAPPLE-3の応答関数として使用できる。本ライブラリーはJENDL特殊目的ファイルのひとつであるJENDLガス生成断面積ファイルから処理された。1次元輸送計算コードANISNと本ライブラリーを用いた計算を行い、計算結果を過去の計算例と比較した。本ライブラリーにより信頼性の高いヘリウム及び水素の生成量の評価が可能となり、今後の核融合炉設計に役立つものと考えられる。付録には作成された多群ライブラリーをグラフ及び表の形で示した。

FSXLIB-J3: MCNP continuous cross section library based on JENDL-3

小迫 和明*; 大山 幸夫; 前川 洋

Proc. of the Topical Meeting on New Horizons in Radiation Protection and Shielding, p.357 - 363, 1992/00

核融合中性子工学への応用を主目的として、JENDL-3に基づいたMCNP用連続エネルギー断面積ライブラリーを作成した。本ライブラリーを作成するために、JENDL-3に適合するように修正した核データ処理システムNJOYとライブラリー編集・確認コードとして新たに開発したMACROSコードを使用した。NJOYに施した修正点とFSXLIB-J3の作成条件について説明し、ライブラリーの信頼性を確認するために行ったJENDL-3との比較方法について説明し、その過程で得られた結果(プロット)を説明する。

Revised graphs of activation data for fusion reactor applications

関 泰; 川崎 弘光*; 山室 信弘*; 飯島 俊吾*

JAERI-M 91-109, 312 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-109.pdf:4.9MB

核融合炉の放射化計算のために、放射化データが必要である。本報告書は、放射化計算コードシステムTHIDA-2で使用するために、最新の実験、計算等に基づいて評価した放射化データを図形表示したものである。核融合炉の設計の立場から関心がある152各種に関する核種変換と崩壊方式のデータ、核種変換断面積及び遅発ガンマ線放出データを収録した。本報告書は、1982年に編集した116核種に関する放射化データの報告書を、最新のデータで置き換え、さらに拡張したものでる。前回の報告書は、放射化データの参照と不適当なデータの摘出、修正に極めて有効であった。

ANISN-DD; One-dimensional Sn transport code using multi-group double-differential form cross sections

森 貴正; 佐々木 誠*; 中川 正幸

JAERI-M 87-123, 55 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-123.pdf:1.21MB

一次元SnコードANISNの改良版を作成した。本コードは特に、核融合炉のニュートロニクス計算でみられるような強い非等方散乱断面積を持つ物質中での中性子輸送計算において有用である。本コードでは強い非等方散乱を精度良く取り扱うために、従来のルジャンドル展開に代って、多群二重微分型断面積(DDX)を用いている。その結果、散乱後のエネルギーと散乱角の相関が多群近似の範囲で正確に考慮されている。本コードはオリジナル版の持つ機能の他に、DDXライブラリーを用いた輸送計算(固定源問題及び固有値問題)、adjoint計算、及びDDXの縮約の機能を持っている。