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土井 大輔
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
In sodium-cooled fast reactors (SFRs), hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium had been transiently detected in the gas space of the actual SFR plant. However, the chemical reactions that caused hydrogen generation, which involve several sodium compounds, have not been identified. Furthermore, the thermal behavior of these hydrogen release reactions has not been thoroughly investigated. In this study, the hydrogen release behavior of sodium hydride, which could be involved in all of these reactions, was clarified by two experimental methods dealing with different sample quantities. In the thermal analysis with a semi-micro sample of about 1mmol, the hydrogen generation was demonstrated by mass spectrometry as the sample mass decreased, suggesting thermal decomposition. A monomodal hydrogen release curve similar to the thermal analysis result was obtained in the heating experiment with a macro amount sample of about 1mol. These experimental results showed consistent activation energies within the standard error. Therefore, it was elucidated that the ideal reaction behavior obtained by thermal analysis could be sufficiently extrapolated to the reaction behavior occurring in a larger amount of sample. These findings provide fundamental insights into the thermal decomposition of sodium hydride and are indispensable for analyzing hydrogen release behavior in other hydrogen release reactions involving sodium hydride.
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of VHTRC-4 core山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00
高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ(/)
を室温(21
C)と200Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び(/)がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。(/)については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。
大山 幸夫; 市原 千博*
プラズマ・核融合学会誌, 72(1), p.83 - 90, 1996/00
核融合中性子に対しては核データ、輸送計算コードによってその中性子工学特性を解析することができるが、これらの結果がどの程度の精度であるかを知ることは重要である。この精度は通常ベンチマーク実験と呼ばれる実験的手段で確認される。この実験は対象を断面積か計算手法かのどちらかに絞るかで断面積ベンチマークと工学的ベンチマークに分けられる。これら2種のベンチマーク実験について最近の研究を中心に紹介する。
大山 幸夫; 関山 和徳*; 前川 洋
Fusion Technology, 26, p.1098 - 1102, 1994/11
小型のNE213液体シンチレーション検出器を用いたスペクトル荷重関数法を実験体系内での積分中性子束、
Liのトリチウム生成率及びガンマ線発熱率の測定に応用した。NE213は中性子とガンマ線の弁別が可能であるため、各々に対応した核特性パラメータを求めることができる。この方法は検出器の応答関数から求めたい核特性パラメータへの応答関数へ変換を行うスペクトル荷重関数を積分方程式を解くことで求め、測定された波高分布データの荷重和をとることで簡単かつ迅速にデータ処理を行うことができる。また、結果の統計的安定性もよく、核特性パラメータの応答関数(例えばLi(n,n'
)
T断面積)の精度が充分良ければ、検出器の精度によって実験誤差は支配される。この方法は、直接測定できる検出器のない場合や、ガンマ線の例のように小型検出器で通常のスペクトルアンフォールディング法が適用できない場合などに特に有効である。
前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋
JAERI-M 94-038, 77 Pages, 1994/03
銅は核融合炉において、超電導磁石あるいは第一壁に使われるなど、非常に重要な材料である。銅の核データの検証を目的として、日本原子力研究所FNSのD-T中性子源を使用してベンチマーク実験を行った。直径629mm、厚さ608mmの純銅製円柱状実験体系をD-T中性子源から200mmに設置した。その体系内において、i)MeV,keVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子反応率、iii)即発、崩壊
線スペクトル、iv)線核発熱率、を測定した。本レポートは得られた実験データをまとめたものである。
前川 洋
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.15 - 24, 1994/00
ITERを代表とした次期核融合装置の遮蔽は分裂炉を対象とした研究では対応できない問題を含んでいる。遮蔽設計精度の向上のためには、次のようなD-T中性子源を用いたベンチマーク実験が必要である。(1)約1m厚の遮蔽体系での透過実験,(2)ダクト及びギャップストリーミング実験,(3)核融合環境での誘導放射能評価実験。超電導電磁石での核発熱は大部分は線によることから、実験上では線スペクトルや低エネルギー中性子スペクトルの測定が重要である。また、実験解析ではレイーエフェクトを除くため、モンテ・カルロコードの利用が不可欠であるものの、計算時間とメモリー量で問題を残している。設計裕度を最終的に与えるためには、モデル化の容易なベンチマーク実験と複雑形状の実際の装置の遮蔽設計をいかに結びつけるかが次の課題である。
前川 洋; 山口 誠哉; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 関山 和徳*; 小迫 和明*
Fusion Technology, 19, p.1949 - 1954, 1991/05
ベリリウムは核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。Be平板による中性子角度束スペクトルの測定値と、JENDL-3PR1等とによる計算値に不一致がみられることから、相補的なデータを得る目的で本実験を計画した。実験体系はBeブロックで構成された630mm
456mmの円筒状で、実験手法は従来のベンチマーク実験と同様である。測定量は各種反応率分布や反跳陽子比例計数管とNE213スペクトロメータによる中性子スペクトルの測定、並びに、線核発熱である。実験解析はモンテカルロコードMCNPを用い、核データとして、JENDL-3、JENDL-3PR1、ENDF/B-TV、LANLを使用した。JENDL-3による計算結果は実験値を良く再現しており、JENDL-3PR1に比べて、JENDL-3が大巾に改善されていることが判った。
関 泰; 山田 光文*; 川崎 弘光*
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(10), p.727 - 734, 1984/00
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。評価に使用した線の発熱定数の妥当性も示した。
