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代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正
JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB
本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。
Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫
JAERI-Research 2004-005, 30 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-005.pdf:1.93MB
ほとんどの核融合炉の概念設計において、ブランケットにおける中性子増倍材としてベリリウムの利用が提案されている。その核融合炉のトリチウム増殖比やベリリウムの放射化と核変換の評価においてはベリリウムの詳細な化学組成が必要である。本報告ではトリチウム増殖比の評価に関連する詳細な不純物分析に特に注目した。ここでは2つの異なった方法で不純物を調べた。1つはICP質量分析法による一部の試料の分析であり、もう1つはパルス化中性子を用いたベリリウム体系の積分的分析である。特に後者は
Liによるトリチウム生成に対するベリリウム中の不純物の積分的効果の最も有効な分析法として提案した。D-T中性子のパルスをベリリウム体系に入射し、その後の熱中性子密度の時間変化を観測することにより積分的効果を評価した。本研究では構造材級ベリリウムを使用した。この不純物の影響は寄生的な中性子の吸収により実験で得られたLiによるトリチウム生成の反応率を減少させる。核データセットJENDL-3.2を用いたMCNPモンテカルロ計算と実験値を比較した結果、測定された吸収断面積は製作会社の特性値から評価した値より約30%大きくなった。ベリリウム中のLi, B, Cd等の不純物はたとえ10ppm以下でも吸収断面積に影響する。
Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫
JAERI-Research 2003-019, 25 Pages, 2003/09
JAERI-Research-2003-019.pdf:2.42MB
流水を用いた中性子モニター法は
O(n,p)N反応に基づいている。本研究ではシンチレーション
線検出器を用いたITERの中性子モニターシステムを著しく改善するための新しい手法を提案する。基本的概念は核融合炉の真空容器近傍の水中で生成されるNからの
粒子によるチェレンコフ光を光ファイバーで外部に引き出し、光検出器で計測するものである。その原理実証実験を2段階に分けて実施する。まず第1次実験では、よく遮蔽された測定室において照射された水からのチェレンコフ光の測定できることを確認する。第2段階では、水を中性子源近傍に設置し、照射下のチェレンコフ光を光ファイバーで伝送して測定する。第1次実験は原研FNSで実施し、第1次実験の目的のためにチェレンコフ光検出器をよく遮蔽された測定室に設置した。FNS加速器は直流モードで運転し、中性子発生率は約2
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n/s、水ループの流速は約1m/sであった。測定された信号はエネルギースペクトルと減衰時間から、Nの粒子によるチェレンコフ光によるものであると確認した。本研究により、水チェレンコフ検出器は、計数効率が高く、さらにシンチレーション検出器を必要としない簡便な手法であるため、Nの検出器として有用であることを示した。
岡嶋 成晃
JAERI-Conf 99-007, p.124 - 127, 1999/07
NEA/NSC/WPEC/SG6での遅発中性子データ評価活動を、簡単にレビューした。このレビューを通して、JENDL-3.3への修正作業に関する遅発中性子評価作業を提案する。
関根 俊明
Radioisotopes, 46(9), p.670 - 674, 1997/09
中性子の利用の一つとしてRI製造について概説した。RI製造に用いる中性子核反応に関して、中性子核反応の特徴、中性子源、生成RIと担体について述べた後、得られるRIの中でも生体主要元素RI、治療用密封小線源、内用療法RI、(n,)反応による
Mo/
Tcジェネレータの製造等、医学・生命科学利用を中心に解説した。
池田 裕二郎; D.L.Smith*
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1190 - 1196, 1996/12
D-T中性子による核融合炉構成材の放射化の問題は、炉停止後の線量、崩壊熱、放射性廃棄物評価で基本的であり、特に長寿命放射性核種生成は長期に渡る廃棄物処理のシナリオ作成上重要である。IAEA-CRPとして過去5年間の活動として放射化断面積の精度が飛躍的に向上した。本論文は、関連する断面積の測定に係わる技術的な取組みとこれまで世界各国の主要な専門家によって得られた実験データの現状をレビューするとともに、特に重要な14MeV中性子放射化断面積測定で中心的な貢献をした原研FNSにおける成果を中心に紹介する。本論文は、上記会議の特別セッション「核融合炉のための核データ」の招待講演として発表するものである。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; A.Kumar*; 渡辺 洋一*; et al.
Fusion Technology, 28(2), p.305 - 319, 1995/09
疑似線状線源を加速器型D-T点状中性子源を用いて実現した。この疑似線源は連続的に動く点源の時間平均をとるか、または、細かく分割した点源を重ねあわせることで得られる。この線状線源はトカマク炉の一部を模擬する円環形状の核融合ブランケット中性子工学実験に利用される。線源特性は放射化法とNE213検出器を用いて、2つの運転モード、即ち連続モードとステップモードで測定された。この線源を用いて行う環状ブランケット実験の線源条件として必要な線源特性計算をモンテカルロコードで行った。この計算の信頼性は測定した線源特性との比較によって確認した。
12, 1993, Mito, Japan舩橋 達; 白井 英次; 森井 幸生; 古平 恒夫; 高橋 秀武
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.837 - 842, 1993/08
1993年3月1012日水戸で開催された標記シンポジウム(原研主催)の概要を、日本原子力学会欧文誌のConference Report欄に報告するものである。シンポジウムの主題である微視的プローブとしての中性子の役割、基調講演、特別招待講演、パネル討論、6セッションにわたる一般招待講演、約130のポスター発表の各部について概要をまとめた報告である。
関 泰; 飯田 浩正; 川崎 弘光*
JAERI-M 82-054, 22 Pages, 1982/06
核融合炉のブランケットと遮蔽材料の中で6種の候補材料の放射線遮蔽特性を比較した。6種の材料としてはかなり異なる核的性質を持ったもの、すなわち鉛、ステンレス鋼、重コンクリート、普通コンクリート、酸化リチウムと水を比較の対象とした。トカマク型核融合炉を単純化した計算モデルに上記材料を配置し、材料中の種々の核特性量やレスポンスの減衰を計算した。結果を図形表示して表の形にまとめて比較した。比較した6種類の材料の中では、14MeV中性子束の遮蔽にはステンレス鋼が、全中性子束の遮蔽には重コンクリートが、そしてガンマ線の遮蔽には鉛が最も適していることが示された。
金子 義彦; 秋濃 藤義
日本原子力学会誌, 21(11), p.876 - 890, 1979/00
被引用回数：1SHEにおいては、種々の格子形状および燃料濃度を有する20%濃縮ウラン黒鉛減速炉心を構成して臨界実験を進めて来た。この論文では、実験炉をはじめとする黒鉛減速高温ガス炉の炉心核設計の精度評価に有用な炉物理実験データを系統的にまとめた。炉物理実験データは臨界質量、動特性パラメータ、実験用制御棒の反応度価値ならびに実験用制御棒が中途挿入された炉心の中性子束分布よりなっている。また、格子を均質化して中性子の挙動を記述する均質化円柱モデルにより核データファイルENDF/B-111を使って実験解析を行った。このモデルに基づく群定数及び計算手法は均質装荷炉心に対してはかなり良い精度で実験値を予測しうるが、非均質炉心及び実験炉の模擬炉心の一部の炉物理量に対しては予測精度が若干低下することが認められた。この結果、分散型燃料を使用する黒鉛減速格子体系では、均質性が高いが、同時に半均質特性の評価が不可欠であることが指摘された。
Mg in the irradiation of magnesium and aluminium with reactor neutrons関根 俊明; 馬場 宏
Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 40(8), p.1457 - 1460, 1978/08
被引用回数：4マグネシウムとアルミニウムをそれぞれ原子炉で中性子照射したときに生成するMgの収率を決定した。MgはマグネシウムをターゲットとしたときにはMgの二重中性子捕獲によって生成し、アルミニウムをターゲットとしたときには(n,)反応と(n,p)反応の逐次反応によって生成する。Mgの収率から熱中性子による
Mg(n,)Mg反応の断面積として0.07
0.02barnが得られ、速中性子によるAl(n,p)Mg反応の断面積は2mbarn以下と結論された。Mg(n,)Mg反応断面積の実測値は剛球捕獲過程による理論値と比較された。
金子 義彦; 秋濃 藤義; 安田 秀志; 黒川 良右; 北舘 憲二; 竹内 素允
JAERI-M 6549, 59 Pages, 1976/05
多数本の制御棒価値をはじめ、大きな頁の反応度測定技術の研究開発について、半均質臨界実験装置において行なわれた活動をまとめたものである。まず、第一に増倍系における離散的固有値の存在に関する理論的・実験的考察を行なうと共に、その測定においては、遅発中性子モードの減衰を考察したumbolding法の適用が必要であることを指摘した。つぎに、SHE-8及びSHE-T1炉心における多数本制御棒の反応度価値の測定に対する改良形King-Simmons流のパルス中性子法の適用についてのべた。さらに、同じ実験配置について、空間高涸波や動的歪曲を色含するために空間積分方による多点観測の有効さを、面積形のパルス中性子法、中性子源増倍法、およびロッドドロップ法について実証して約35中までの反応度測定が可能であることを示した。最後に極性相関実験法の改良についてのべ~12中まで測定可能な反応度領域を広げることに成功したことを付け加えた。
金子 義彦; 飯島 勉; 瑞穂 満; 布施 卓嘉*; 藤田 薫顕*; 中沢 正治*; 関口 晃*; 木村 逸郎*
日本原子力学会誌, 18(2), p.77 - 88, 1976/02
炉中性子スペクトル研究の現状に関して、次の分野の各々についてレビューを行い、世界的な動向を明らかにすると同時に、最近、国内で行われた主な実験や計算を紹介した。 (1)炉心の中性子スペクトル (2)照射場の中性子スペクトル (3)遮蔽工学における中性子スペクトル (4)時間に依存したスペクトル (5)高速中性子スペクトルの測定技術 また、今後の課題について、総括を行ったが、なかでも、高速中性子スペクトルの測定技術を、今後さらに改良する必要があることを指摘した。
東稔 達三
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.467 - 481, 1975/08
被引用回数：41粗群における遮蔽因子法を高速臨界集合体の板状型セルの解析に拡張するために、基本式からバックグランド断面積を求める近似手法が導入されその適用性が検討された。この近似手法に基づく24群衝突確立法を、FCAの?-2と??-2の集合体の非均質、バンチング効果の解析に適用した結果は、1950群衝突確立法の結果および実験結果との一致において実用上満足すべきものであった。上記集合体の非均質効果の大部分は、中性子束の非均質性に原因している。バンチング効果の主要原因は、?-2の集合体の場合中性子束の非均質性、VI-2の集合体の場合非均質遮蔽効果によることが判明した。集合体内の中性子流は、単一セル解析から予測される程非等方的ではなく、むしろ等方的と考えられる。
落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 星野 毅; 太田 雅之; 今野 力
no journal, ,
原子力機構の核融合中性子源施設FNSでは、固体増殖ブランケット模擬体系内に装荷したチタン酸リチウム(Li
TiO
)ペブルをDT中性子で照射し、ペブル内に生成したトリチウムについて、試料温度や回収ガス中の水分濃度に対するトリチウム回収効率と回収化学形(トリチウム水もしくはトリチウムガス)の割合について調べている。ベリリウムブロックとLiTiOブロックで構成した実験体系内に、LiTiOブロック層中にLiTiOペブル(Li: 7.59%)を67g程度充填したステンレス製のアッセンブリを挿入し、ペブルの温度を一定に保持したままDT中性子照射を行い、ぺブル内で生成したトリチウムを回収ガスによってオンラインで回収した。回収ガスは主に乾燥水素ガス1%を含んだヘリウムガス(He(H-1%))を中心に水蒸気濃度を変化させて、水蒸気濃度に対するトリチウム回収特性を調べた。水捕集型のバブラーで回収したトリチウムの量を液体シンチレーションカウンターで測定し、トリチウム水(HTO)とトリチウムガス(HT)とに分けて測定した。He(H-1%)回収ガスの場合、温度573-1073Kの範囲では、単位中性子発生数あたりのトリチウム回収量はペブル温度によらずほぼ同量で、核解析によるトリチウム生成量とよく一致した。一方、トリチウム化学形の比は温度で変わり、ペブル温度573Kでは全体の約40%しかHTで回収されないが、873K以上ではHT成分による回収が全体の95%以上になることがわかった。
