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前川 藤夫; 武井 早憲
プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.206 - 210, 2022/05
加速器駆動核変換システム(ADS)の開発にあたっては、大強度陽子ビームに耐える材料の開発や陽子ビームで駆動される未臨界炉心の特性評価等、陽子ビームに関わる技術課題を解決する必要がある。そこで大強度陽子加速器施設J-PARCでは、実際に大強度の陽子ビームを利用した各種試験を行う核変換実験施設が検討されている。本稿では核変換実験施設の概要と今後の方向性について紹介する。
大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.
Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11
J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。
核融合中性子工学研究室
JAERI-Review 2004-017, 163 Pages, 2004/07
JAERI-Review-2004-017.pdf:25.47MB
核融合中性子工学用中性子源FNSは1981年に完成した、加速器型の14MeV中性子源である。FNSは中性子断面積測定,積分実験,ブランケット中性子工学実験等の核融合炉開発を目的として中性子工学実験にとって強力な研究手段である。本報告書は大学及び他の研究機関との協力研究も含めて、2001
2003年度のFNSの活動をまとめたものである。
榎枝 幹男
JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07
JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB
本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,Li
TiO
等のトリチウム放出挙動のモデリング,LiTiOとLi
SiO微小球の製造技術開発と物性値研究,LiTiOとLiSiO微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB
本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。
佐藤 聡; 森岡 篤彦; 金野 正晴*; 落合 謙太郎; 堀 順一; 西谷 健夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.66 - 69, 2004/03
DT核融合炉では、運転停止後メンテナンスのために、コンクリート製の生体遮蔽体に近づく。したがって崩壊
線線量率を最小化させることが重要である。本研究では、標準コンクリート及び低放射化コンクリートを準備し、DT中性子照射実験により誘導放射能を評価した。ここで用いた低放射化コンクリートでは、Si, Al, Fe等の量が標準コンクリートに比べて13桁小さい。長寿命核種を生成するCo及びEuの微量元素もまた著しく減少させている。加えて、用いた低放射化コンクリートは、熱中性子を減少させるために12wt%のホウ素を含んでいる。照射は原研FNSの80
ラインで合計で12時間行った。照射後、1日数か月後の誘導放射能を高純度Ge検出器による線分析機を用いて測定した。照射後10日後の低放射コンクリートの誘導放射能は標準コンクリートより1桁小さいことがわかった。Na-24の誘導放射能が減少したためである。標準コンクリートではZrとRbの微量元素が観測されたが、低放射化コンクリートでは観測されなかった。また、低放射化コンクリートではCoが劇的に減少されていることが実験的に確認できた。本研究で用いた低放射化コンクリートは核融合炉の遮蔽材として非常に有用であると結論できる。
馬場 信一; 石原 正博; 相沢 静男; 関野 甫
JAERI-Data/Code 2003-003, 394 Pages, 2003/03
JAERI-Data-Code-2003-003.pdf:13.63MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の研究テーマの一つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する研究」として、材料試験炉(JMTR)を用いて第1次から第3次までの照射試験を実施した。本報告は、その第1次照射後試験で得た照射誘起寸法変化,熱膨張率,X線回折及び線スペクトルについてまとめたものである。
松下 明*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 柴田 靖*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 堀 直彦; 鳥居 義也
Proceedings of 9th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer, p.203 - 204, 2000/10
in vitro照射実験で、等しく中性子照射を行うには、試料を回転させ、均一化させることが望ましい。そのため、JRR-4には回転照射システムが開発された。回転する円筒ポリエチレン製のコンテナ内には8つのクリオバイアルを納めることができる。熱外中性子と線の線量測定のために、金箔(線)とTLDをバイアルに入れ中性子照射を行った。回転が有り無しで比較した場合、回転が有る方がより均一に照射されることがわかった。JRR-4熱中性子ビームに対する熱中性子と線量率はそれぞれ5.02
0.05cm/secと0.770.02Gy/hであった。原子炉及びビーム中心軸との距離、ほかの試料からの遮へい効果並びに熱化の度合に基づく線量変化に対して、本回転照射システムは効果的に均一化することができ、in vitro照射実験データの信頼性が改善することができる。
長尾 美春; 中道 勝; 河村 弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.423 - 426, 2000/03
核融合実験炉の運転形態の一つにパルス運転モードがある。この運転形態におけるトリチウム増殖ブランケットの工学的データ(熱特性、トリチウム放出特性等)は、ブランケットの設計に必要不可欠なことから、核分裂炉においてパルス運転を模擬した照射試験を行うための試験体の設計を行った。この試験体では、窓付のハフニウム製の中性子吸収体を回転させることにより、パルス運転を模擬する。核設計に際しては、モンテカルロコードMCNPを使用し、試験体が実際に炉内に装荷された場合を想定した解析を行った。パルス運転モードにおける工学的データを得るためには、運転状態相当での熱中性子束が停止状態模擬時の少なくとも10倍以上あることが望ましいとされている。本核設計の結果から、パルス運転模擬時における試料部の熱中性子束の変化を約12:1にできることが明らかとなり、JMTRを用いた照射試験の見通しが得られた。
奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.128 - 138, 2000/02
連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。本コードの信頼性を確認するため、高転換軽水炉格子と可燃性毒物入りBWR燃料格子に対する燃焼計算ベンチマーク問題の解析を行った。その結果、主要な燃焼特性量に対して決定論的手法コードSRAC95の結果と良い一致を得た。強い非均質体系であっても特に問題となるような統計誤差伝播の影響は見られなかった。更に、JENDL-3.2ライブラリーを使用して、使用済み燃料の核種組成の解析を行い測定値との比較を行った。燃焼度34GWd/tにおける燃料組成の計算値は、核特性にはほとんど影響が無い
Np,
Pu,
Am及び
Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。
岩瀬 彰宏
まてりあ, 37(6), p.470 - 478, 1998/00
極低温照射実験による研究の歴史をふりかえり、原研フランスGANILで行われてきた高エネルギーイオン極低温照射実験の成果(高密度電子励起効果)についてレビューする。また、国内で最近行われている低温照射実験のいくつかについて紹介する。
研究炉部
JAERI-M 93-226, 229 Pages, 1993/12
研究炉部は、JRR-2、JRR-3M及びJRR-4の各原子炉施設を運転管理し、利用に供するとともに、関連する研究・技術開発を実施している。本報告書は、平成4年度における当部の業務を記したものであり、種々の技術的事項についても詳細に説明している。具体的業務として、運転・保守・整備、照射利用、中性子ビーム実験利用に加えて、新燃料、使用済燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理、関連する研究・技術開発並びに放射線管理等を行っている。また、主として開発途上国との間で、原子炉施設の運転管理、照射技術、安全解析等を中心に国際協力を鋭意実施している。以上の他に利用の便を考慮し、付録として研究炉部の組織、業務、研究成果等も集録した。
野村 靖; 染谷 博之; 伊藤 治彦
JAERI-M 92-163, 66 Pages, 1992/11
JMTRでの照射キャプセルの構造は、照射試料を中心に配置する同心円であり、試料を取り巻くキャプセル構造材の間隙には、気体あるいは液体が充填されている。このようなキャプセルの熱計算には、米国のオークリッジ国立研究所で開発された1次元熱計算コードGENGTCが用いられている。しかし、キャプセルを設計するためには、キャプセル構成部材、寸法等を変えたパラメータ計算を必要とし、多くの時間と労力を要する。また、短尺燃料のようなキャプセル軸方向への熱流が有意なものについては、2次元の熱計算が必要となる。本報告書は、1次元熱計算コードGENGTCの改良および2次元熱計算コードGENGTC-2の整備の内容とそれぞれのコードの取扱いについて述べたものである。
市橋 芳徳
核燃料, (13), p.19 - 20, 1990/05
JMTRの設置の目的及び現状の照射試験利用者について概略を述べ、照射設備ごとの燃料照射試験の現状を概説した。この場合の照射設備の区分は、ループ照射設備、水力ラビット照射設備、出力急昇試験設備、キャプセル照射設備である。照射技術開発の現状についても言及した。特に熱電対の再計装技術、ヒートパイプの炉内使用技術などを挙げた。最後に、将来計画としてPWR燃料出力急昇試験設備の設置を検討している旨言及した。
柳澤 和章; 内田 正明
JAERI-M 7520, 29 Pages, 1978/02
国産燃料のHBWRにおける照射実験結果の解析速報である。主に燃料棒の伸びと中心温度について報告する。照射機関は1977年6月-8月、到達燃焼度は1600MWd/tUOである。
澤 和弘*; 長谷田 雅也*; 相原 純
no journal, ,
高温ガス炉(HTGR)では三重等方性(TRISO)被覆燃料粒子が使用されている。高燃焼度においては、被覆燃料粒子の被覆層中に核分裂により発生したガスによる圧力による応力と熱分解炭素(PyC)層の照射収縮による応力が同時に発生し、破損が起こる可能性がある。被覆燃料粒子の高燃焼度における破損モデルが開発されている。このモデルでは、破損確率はPyC層の照射特性に強く依存する。本稿ではこの破損モデルの概要及び、このモデルを用いて行った燃料照射の評価結果を述べる。
