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大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.
Fusion Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08
加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00
被引用回数：5 パーセンタイル：49.5(Nuclear Science & Technology)核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。
大山 幸夫; 前川 洋; 日米協力研究グループ
日本原子力学会誌, 36(7), p.612 - 618, 1994/00
ブランケット内での中性子核反応を利用したトリチウム燃料の増殖再生はDT燃料を用いる核融合炉概念においては、その成立性に関わる重要課題である。工学的な設計においては、核データ、計算手法、構造のモデル化などの問題が相乗的に関わっており、トリチウム増殖比等の炉パラメータの設計余裕度を設定するためには、核設計計算の信頼性を実験的に確認することが必要である。このため日米核融合協力協定のもとにFNSを用いたブランケット中性子工学に関する協力研究が1984年から1993年まで続けられた。この計画によって核的模擬による工学実験技術及び核パラメータ測定法の大きな進展がもたらされ、設計手法を含めた核設計の安全係数の評価へと結実させられた。本稿では、これらの協力研究で得られた成果について紹介する。
最適推定器の設計; 状態空間設計法と反応度推定への応用鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
JAERI-M 93-040, 25 Pages, 1993/03
H最適推定理論はL
関数空間に属する外乱全体に対する推定誤差の最大「エネルギ」をHノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されている。本報はこの最適推定理論の定式化の特徴に注目して、設計仕様を周波数重みとして最適化基準に反映した設計法を示す。次に、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルに本設計法を適用して高速炉の反応度推定器を設計する。最後に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する正味反応度の推定結果を示す。
功刀 資彰; 秋野 詔夫; 一宮 浩市*; 高木 一郎*
Experimental Thermal and Fluid Science, 4, p.448 - 451, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：33.83(Thermodynamics)伝熱実験における基板内熱伝導による局所熱流束の評価方法とこの局所熱流束の可視化について記述された論文である。まず、平行平板流路内に設置された伝熱面温度分布を、著者らが開発した感温液晶を用いた高解像度サーモカメラシステムで可視化・計測(分解能0.01
C)し、得られた稠密な温度分布を伝熱面基板上の境界面温度として3次元熱伝導数値解析を実施した。その結果、伝熱面上の局所温度分布に対応した伝熱面基板内の偏差熱流束が求められ、この偏差熱流束の可視化が可能となった。
住田 健二; 金子 義彦; 黒川 良右; 朴 泰玩*
日本原子力学会誌, 4(12), p.825 - 834, 1962/00
抄録なし
