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毛利 友紀*; 加藤 小百合*; 森 博子*; 片山 芳則; 辻 和彦*
Review of High Pressure Science and Technology, 7, p.353 - 355, 1998/03
GaSb,AlSb,GaAs,GaP,InAs,ZnSe及びCdTeの相転移の温度依存性を、30GPaまでの高圧力下,90-300Kの温度範囲で、X線回折測定により調べた。相転移は圧力-温度相図中の経路に依存する。減圧後の回収試料の構造は結合のイオン性に依存する。イオン性の小さい場合はアモルファスになり、イオン性の大きい場合は安定な閃亜鉛鉱型構造、イオン性が中程度の場合は微結晶になる。これらの結果を配位座標モデルを用いて議論する。
今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*
Fusion Technology, 19(3), p.1885 - 1890, 1991/05
日米共同実験PhaseIII実験では、DT中性子源を固定し体系を2mにわたって動かすことにより線状線源を模擬している。一連の実験に先立って、この線状線源がどの程度良く模擬されているかどうかを調べた。体系の移動モードは測定手法によりステップモードと連続モードにわかれる。ステップモードについては、小型球形NE213検出器を用いて体系が無い場合の10MeV以上との中性子フラックス分布を測定した。連続モードについては、放射化箔法を用いて体系が無い場合と有る場合の反応率分布を測定した。得られた結果から、ステップモードでも連続モードでも、中心付近での分布はほぼ平坦で、線状線源を良く模擬していることがわかった。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋; 小迫 和明*; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Youssef*; M.Abdou*; E.Bennett*
Fusion Technology, 19(3), p.1879 - 1884, 1991/05
トロイダル型核融合炉ブランケットの配置を模擬した中性子工学実験を疑似線状DT中性子源と筒型ブランケット体系とを用いて行なった。筒型ブランケット体系は203ミリ厚の酸化リチウムと炭酸リチウムあわせて406ミリ厚みのブランケットからなり、内側に第1壁の模擬として15ミリ厚みのステンレスが張られている。内側空洞は425.5ミリ径の正方形断面で長さは2040ミリである。体系には中心対象に3組の実験孔を両側面に設置した。実験は2種のモードで行なった。放射化箔などの照射型検出器では実験体系を中性子源の軸上で連続往復することで疑似線状線源とした。一方、オンライン検出器では、ステップ上に動かして各中性子源位置でのレスポンスを得た後、各データを重ね合わせた。また、重ね合わせる前のデータは検出器に対する線状線源上でのインポータンス分布を与え、共役中性子束計算に対する積分実験ともみなすことができる。
大山 幸夫; 小迫 和明*; 中川 正幸; 中村 知夫
Fusion Engineering and Design, 18, p.281 - 286, 1991/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.89(Nuclear Science & Technology)核融合炉の核設計に用いられる核データと計算手法の検証のため、原研/米国DOE協力計画の枠組の中でブランケット積分実験が行われてきた。これらは平板体系とDT反応中性子とによるPhase-I、炭酸リチウムで中性子源と実験体系を取囲み反射中性子成分を模擬したPhase-IIそして、疑似線状線源と長軸円筒体系によるPhase-IIIの実験シリーズからなる。各シリーズの中でも物質の配置が変えられ、全体として、物質の種類、配置、幾何学的効果等を調べられるようになっている。これらの各体系はDOT3.5とMORSE-DDによって解析され、実験値との比較としてC/E値が与えられている。このC/E値をその分布する範囲と典型的な値とでまとめ、各システムを横軸に並べなおし、全体的な傾向から、実験値の系統的なバイアスの可能性や、物質・配置による相関を調べた。結果から高エネルギに感度のある反応では、ベリリウムを持ち込むことによって系統的にC/Eが下がる傾向のあることがわかった。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋; 前川 藤夫; 小迫 和明*; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.203 - 208, 1991/00
被引用回数：17 パーセンタイル：84.12(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合炉の中性子工学研究において、ブランケットに入射するプラズマからの中性子を模擬するため線状線源が必要であった。このため、実験体系を固定したDT中性子源に対して往復運動させることによる疑似線状線源と円筒型実験体系を用いた実験システムを開発し実験を行なった。実験は酸化リチウムと炭酸リチウムの2層からなる軸対称長軸体系と内側にグラファイト保護材をつけたアーマー体系について行い、各々トリチウム生成率、スペクトル、放射化反応率、ガンマ線発熱率などの測定を行なった。実験結果は、本システムによって良好な線状線源場が実現でき、更に本システム用に開発した測定の効率化を測るスイープ型高電圧印加による反跳陽子カウンターや、多検出器同時測定システムも期待どおりの性能を示した。
安濃田 良成; 中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.143 - 152, 1988/02
自然循環による炉心冷却効果は、BWRの小破断LOCA過程や再循環ポンプ停止を伴う各種の過渡状態において、非常に重要である。この様な、原子炉容器内残存水量が減少した場合のBWR自然循環実験自然循環挙動を解明するために、ROSA-III装置を用いて実験を行なった。実験の結果、残存水量の減少に伴い自然循環のモードが、1)主循環モード、2)内部循環モード、3)開ループ(炉心露出)モードに変化することを明らかにした。さらに、内部循環モードに対する解析モデルを開発し、炉心露出限界を導いた。この解析モデルは、圧力7.35及び2.06MPa、炉心出力20%相当以下の準定常自然循環実験におけるシュラウド内二相混合水位及び炉心露出限界を正しく予測した。また、この解析モデルを用いて、実炉の自然循環挙動の予測を行った。
安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08
日本原子力研究所のROSA-III計画の一環としてCSNI(Comittee on the Safety of Nuclear Installation)の国際標準問題第12番(ISP-12)に対する実験RUN912が行なわれる。ROSA-III実験RUN912は沸騰水型原子炉の再循環ポンプ吸込側配管の5%スプリット破断を模擬し高圧炉心スプレの単一故障を仮定してしいる。ROSA-III実験RUN912の予測解析をRELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードを用いて行なった。RELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードは軽水炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力現象を解析するコードである。RELAP4JおよびRELAP4/MOD6コード均質平衡の二相流モデルに基づいているのに対し、RELAP5/MOD0コードは非均質非平衡の二相流モデルに基づく最新のコードである。この予測解析により各コードの特徴が把握でき、冷却材喪失事故解析コードの評価を有効に行なう事ができる。
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9476, 60 Pages, 1981/05
RELAP5コードの沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故解析への適用性を検討のためROSA-III実験RUN704の解析を行った。RELAP5コードは軽水冷却型原子炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力挙動を解析するために開発された最新のコードであり、一次元の非均質非平衡な二相流モデルに基づいている。解析の結果、RELAP5コードの二相流モデルが従来のRELAP4コードより優れているため、下部プレナムフラッシングによる炉心入口流量の増加およびリウェットが良く計算できた。炉心出入口での気液二相の熱対向流、高圧炉心スプレー系作動後の上部プレナムでの気液二相の熱的非平衡も計算できた。しかし、炉心の再冠水およびヒータ表面のクエンチは計算できなかった。
