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春日井 好己; 原田 正英; 甲斐 哲也; 大井 元貴; 明午 伸一郎; 前川 藤夫
JAEA-Data/Code 2015-033, 28 Pages, 2016/03
JAEA-Data-Code-2015-033.pdf:1.78MB
J-PARC、物質・生命科学実験施設(MLF)の水銀を使った核破砕中性子源周りの高エネルギー中性子束及びスペクトルを、多数箔放射化法で測定した。この実験で使った中性子反応のしきい値は0.1から50MeVであった。実験における箔の照射は、2008年5月30日から31日にかけて実施されたMLFにおける初めてのビーム運転の際に行われたものである。照射後、各金属箔の放射能をHPGe検出器で測定し、中性子誘導反応のターゲット周りにおける反応率分布のデータを得た。これらのデータを使い、各測定位置における高エネルギー中性子束及びスペクトルをアンフォールディング法で導出した。その際、初期スペクトルとしてPHITSによる計算値を用いた。初期スペクトルとアンフォールディングスペクトルを比較したところ、計算結果(これはMLFのターゲット集合体の中性子工学設計の基礎となったものであるが)は、実験値に
30%で一致することがわかった。
Konovalov, S. V.; Mikhailovskii, A.*; 小関 隆久; 滝塚 知典; Shirokov, M. S.*; 林 伸彦
Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
新古典テアリングモードの発生条件に対する異常垂直熱輸送と異常垂直粘性の影響を理論的に調べる。摂動温度分布における磁気島横断熱伝導と拮抗するいろいろな平行輸送機構を考慮する。輸送閾値モデルにおいて、有限の垂直熱輸送のために弱くなったブートストラップ駆動と同程度に、磁気曲率効果は重要である。垂直粘性により、輸送閾値モデルには磁気島回転周波数依存性が生じる。
and effective 
of the H-mode power threshold in tokamaks of the ITPA database滝塚 知典; ITPA Hモード閾値データベースワーキンググループ*
Plasma Physics and Controlled Fusion, 46(5A), p.A227 - A233, 2004/05
被引用回数：57 パーセンタイル：84.43(Physics, Fluids & Plasmas)将来のトカマク核融合炉のHモードパワー閾値を評価するために、ITPA閾値データベースを用いて定量的な比例則が開発されてきた。最近このITPAデータベースに球状トカマク(MAST, NSTX)のデータが供給された。トロイダル磁場の替りに絶対値磁場Bを含む新しい比例則は、低アスペクト比でのプラズマ電流依存性を包含し、かつこれまでの電流に依存しないというデータに矛盾しない。低アスペクト比がパワー閾値を増大させるその他の要因についても調べる。全てのデータセットに対して、実効的荷電数Zがパワー閾値を上昇させることが明らかになった。Zを比例則のパラメータに加えることにより、実験データに見られる散乱状況と低密度時の異常性をともに減少させることができる。
中村 武彦*; 更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(1), p.37 - 43, 2004/01
被引用回数：19 パーセンタイル：75.17(Nuclear Science & Technology)反応度事故を模擬した条件での高燃焼度BWR燃料の変形挙動を測定し、破損限界を検討した。NSRRで行った実験では、パルス照射のごく初期に0.4%程度の小さな周方向歪みが生じた時点で被覆管は脆性的に破損した。この変形の歪み速度は数10%/s程度であった。これらの結果をペレットの熱膨張の計算値と比較した結果、この被覆管変形はペレットの熱膨張によって生じており、ペレットに蓄積されたFPガスの影響は小さいことが示された。また、被覆管温度が破損しきい値に及ぼす影響を個別効果試験によって調べた。高燃焼度BWR燃料の破損しきい値に及ぼすパルス幅の影響について、歪み速度,変形の程度、及び被覆管温度の観点から議論した。
Mikhailovskii, A. B.*; Shirokov, M. S.*; Tsypin, V. S.*; Konovalov, S. V.; 小関 隆久; 滝塚 知典; Galv
o, R. M. 0.*; Nascimento, I. C.*
Physics of Plasmas, 10(10), p.3975 - 3983, 2003/10
被引用回数：8 パーセンタイル：25.78(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクにおける亜音速の新古典テアリングモード(NTM)の輸送閾値モデルを構築した。速度依存項を持つ一流体熱伝導方程式とプラズマ平行方向運動方程式を基礎式とする。揺動プラズマ温度とNTMの駆動ブートストラップ電流が、垂直方向熱輸送の大きい時と小さい時ともに、求められる。この亜音速のNTMの輸送閾値モデルは、従来の標準的なNTMの輸送閾値モデルに比べ、現実的なモデルである。
Mikhailovskii, A. B.*; Shirokov, M. S.*; Tsypin, V. S.*; Konovalov, S. V.*; 小関 隆久; 滝塚 知典; Galvo, R. M. 0.*; Nascimento, I. C.*
Physics of Plasmas, 10(9), p.3790 - 3792, 2003/09
被引用回数：5 パーセンタイル：16.93(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクにおける新古典テアリングモード(NTM)の対流輸送閾値モデルに関する流体的記述を展開した。垂直方向輸送モデルを付加したドリフト運動論的方程式からモーメント方程式一式を導出した。このモーメント方程式系の本質は、平行方向熱流束が圧力や温度と同等な立場になっていることである。提案されたモーメント方程式系をNTMのブートストラップ電流起動の解析に適用し、NTMの閾値モデルを導出した。このモデルは、初期的に直感的考察から導かれた対流輸送閾値モデルと定性的に一致している。
山下 利之; 蔵本 賢一; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 白数 訓子; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 大道 敏彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.865 - 871, 2002/08
被引用回数：25 パーセンタイル：81.45(Nuclear Science & Technology)余剰プルトニウムの効率的な利用と廃棄のための新しいオプションを提案するため、岩石型プルトニウム燃料とその軽水炉中での燃焼技術に関する研究を行った。岩石型燃料はイナートマトリクス燃料の一種で、安定化ジルコニア,スピネルやコランダムなどの鉱物類似化合物から構成される。重核分裂片による照射損傷を軽減するため、粒子分散型燃料を考案した。照射試験により、スエリング,ガス放出,微細組織変化に関する知見が得られた。岩石型プルトニウム燃料装荷炉心が有する本来的な短所は、ウランやトリウムなどの共鳴物質を添加することで改善され、改善炉心の過渡時における特性は通常の軽水炉炉心と同等となった。反応度事故条件下における岩石型燃料棒の破損しきい値は軽水炉燃料と同等であることが、パルス照射試験により確認された。
亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
Nuclear Technology, 137(2), p.139 - 146, 2002/02
被引用回数：7 パーセンタイル：44.29(Nuclear Science & Technology)放射性核種で汚染された金属廃棄物の除染にレーザーアブレーション法を適用するため、照射雰囲気が鋼材表面に生成した酸化皮膜層のアブレーションに与える影響について検討した。レーザー光の吸収過程がLambert-Beer則に従うとの仮定の基づき、He、O
、Kr、SF
雰囲気中において、FeO
焼結体、ステンレス及び炭素鋼の吸収長及びアブレーションしきい値を測定した。その結果、高温水中でステンレス及び炭素鋼表面に生成した酸化皮膜層の選択的な除去には、SF雰囲気が最も効果的であることがわかった。またレーザー照射後の模擬金属廃棄物に対して二次イオン質量分析及びSEM観察を行ったところ、酸化皮膜層が完全に除去されている様子が観察された。
三浦 幸俊
プラズマ・核融合学会誌, 74(9), p.968 - 976, 1998/09
輸送障壁とは、Hモードのプラズマ境界に形成される断熱層のことであり、トカマクプラズマでは、そこに密度と温度の急勾配部が形成され、プラズマ全体が嵩上げされることで閉じ込め改善が起こる。この輸送障壁の形成に関して、JFT-2Mの実験結果を中心に、他装置と比較しながら、形成条件、閉じ込め特性、プラズマ回転・径電場との関係について紹介する。
三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.
Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05
ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。
春日井 好己; 池田 裕二郎; 山本 洋*; 河出 清*
Annals of Nuclear Energy, 23(18), p.1429 - 1444, 1996/00
被引用回数：24 パーセンタイル：86.64(Nuclear Science & Technology)13.3から15.0MeVにおける(n,p)反応の励起関数の系統性を調べ、質量数が18から188までの標的核について、14.0MeVでの断面積および傾きを表す経験式を提案した。式の導出には、原研FNS及び名大グループが系統的に測定したデータを用いた。14.0MeVでの断面積についての本経験式は、過去に提案された標的核の質量数が18から188までを対象とした式の中で最も精度の高い結果を与えた。励起関数の傾きの系統性については本研究が初めての試みである。本研究により励起関数の相対的な傾きが標的核の非対称度、反応のしきい値及びクーロン障壁に依存することが明らかになった。経験式を用いて求めた推定値と測定値を比較すると、70%の測定値が20%の精度で推定値と一致し、推定値は十分な精度であることが示された。
Ryter, F.*; H-モードデータベースワーキンググループ
Nuclear Fusion, 36(9), p.1217 - 1264, 1996/00
被引用回数：123 パーセンタイル：94.76(Physics, Fluids & Plasmas)ITER物理R&D「閉じ込めモデリングとデータベース」専門家グループが中心になり、H-モード閾値データベースの構築と解析作業を行っている。これは、その結果をまとめたものである。データベースは、H-モード閾値の解析に必要な変数を既存の「閉じ込め」データベースに加え、ASDEX, ASDEX-U, ALCATOR C-MOD, COMPASS-D, DIII-D, JET, JFT-2M, JT-60U, PBX-Mの9台の装置から提供されたデータにより構成されている。解析は、P
nB
R
or Pn
BS等のように、左辺のパワーの次元と右辺の次元を合わせた形の解析を進めた。その結果、現在得られているスケーリング則は、P
=0.3n
BR[1]、P=0.016nBS[2]である。ITERへの外挿では、[1]からは150MWが得られ、[2]からは65MWと大きな差がある。まだバラツキが大きいため、データの増強と詳細な解析がこれからも必要である。
U fission cross sectionV.M.Maslov*; 菊池 康之
Nuclear Science and Engineering, 124(3), p.492 - 497, 1996/00
被引用回数：7 パーセンタイル：54.39(Nuclear Science & Technology)Uの核分裂断面積を、3keV~7.4MeVにわたり、統計模型で計算した。1MeV以下の断面積で閾値がないUの特徴は、核分裂の二山障壁模型で説明できた。Uの場合には、殻模型の補正により内側障壁が外側障壁により1MeV位低くなるからである。
片西 昌司; 石島 清見
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1098 - 1107, 1995/11
被引用回数：2 パーセンタイル：28.04(Nuclear Science & Technology)原研のNSRRでは、ゼロ出力からの出力暴走を模擬する実験により、反応度事故時の燃料挙動の解明を進めてきた。それに対して出力運転状態からの反応度事故の場合、定常運転中に形成される燃料棒内の径方向温度がゼロ出力の場合と異なるため、照射済燃料におけるPCMI破損に対する影響が考えられる。また、これは未照射燃料の場合にも被覆管の温度に関係することから、破損しきい値等に影響を与える可能性が考えられる。これらを実験的に調べるために、出力状態からの反応度事故模擬実験を行えるようにNSRR制御系の改造を行った。第1段階として、未照射燃料を用いた実験を行った結果、破損しきい値に対する初期状態の影響は認められなかった。また、将来の照射済燃料を用いた実験に向けて、燃料エンタルピ評価の手法について、実験結果をもとに検討を行った。
原子力総合研修センター
JAERI-Conf 95-010, 34 Pages, 1995/06
日本原子力研究所・原子力総合研修センターが、IAEAと共同して、1994年2-3月に開催した、「低線量放射線の健康影響」に関するIAEA全地域トレーニングコースにおけるパネルディスカッションの記録である。低線量放射線に被曝した際の健康に対する真の影響については、実証が困難なことから、現在、様々な見解が提出されている。本パネルディスカッションでは、放射線の影響、防護の分野において指導的立場にある、国内および国外の研究者らをパネリストに迎え、低線量放射線の健康影響を、放射線防護上、どう考えたらよいかが議論された。
M.Hoek*; 西谷 健夫; 池田 裕二郎; 森岡 篤彦
Review of Scientific Instruments, 66(1), p.885 - 887, 1995/01
被引用回数：23 パーセンタイル：83.34(Instruments & Instrumentation)DDプラズマにおけるトリトン燃焼率測定のために、気送管を使用した、放射化箔測定装置をJT-60Uに取り付けた。照射端は、計測ポート内に挿入され、プラズマ表面から30~50cmの所に位置しており、5mm厚のポート壁を介して、プラズマを見込んでいる。DDプラズマにおいて、トリトン燃焼による14MeV中性子を選択的に測定するために、10MeV前後にしきい値を有する、Si(n,p)、Al(n,p)、
Cu(n,2n)反応を使用した。2.5MeV中性子に対しては、In(n,n′)(しきい値約0.8MeV)を使用した。トーラス全体の中性子発生量と放射化箔の反応率との関係は、MCNPコードによる中性子モンテカルロ計算で決定した。JT-60Uにおけるトリトン燃焼率は0.5~1%で、古典的減速モデルから予想される値の約1/2であった。
丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。
Kardaun, O.*; Ryter, F.*; Stroth, U.*; Kus, A.*; Deboo, J. C.*; Schissel, D. P.*; Bramson, G.*; Carlstrom, T. N.*; Thomsen, K.*; Campbell, D. J.*; et al.
Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1992, Vol.3, p.251 - 270, 1993/00
最近まで行った、H-モードデータベースの更新およびデータの追加作業によりできあがったITERH.DB2の解析結果について発表する。このデータからのスケーリング則は、ELMなしのデータに対して、
=CI
・B
・P
(A/Z)
R
K
(a/R)-0
であり
=CI
B
P
(A/Z)
R
K
(a/R)
である。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Proc. of the 16th RERTR Meeting, 16 Pages, 1993/00
低濃縮小型シリサイド板状燃料(19w/o
U,4.8gU/c.c.)は研究炉用燃料として用いられる実機燃料板を小型化したものであるが、これを用いて過渡実験を実施したのでその結果につき報告する。研究の主たる目的は、1)燃料破損しきい値と破損メカニズムの究明,2)140
Cから970Cに渡る温度領域に於いての燃料板の寸法安定性の検証、等である。小型燃料板は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。
新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
日本原子力学会誌, 34(9), p.879 - 888, 1992/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)1988年3月9日、米国の沸騰水型炉(BWR5)ラサール2号炉で発表した中性子束振動事象に関して、何故振動発生に至ったのか、また、他のBWRと何がどの程度異なっていたために振動発生に至ったのかを明らかにするため、米国電力研究所(EPRI)で開発した過渡解析コードRETRANを用いて、不安定性の発生する領域を同定するための手法を開発し、その適用性を種々の物理量に関する感度解析と振動不安定性の実験の解析を実施する事により検証した。この結果、開発した解析手法は不安定性の発生する領域の同定に適用可能であることが分かった。また、開発した解析手法をイン・フェーズ振動とアウト・オブ・フェーズ振動の不安定境界の包含関係の検討に適用した。この結果、イン・フェーズ振動の境界を得る事ができた。しかし、アウト・オブ・フェーズ振動に関しては、一点近似核動特性モデルを使用したため求める事ができなかった。
