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羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 高田 弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.160 - 168, 2018/02
被引用回数：5 パーセンタイル：46.12(Nuclear Science & Technology)J-PARCの核破砕中性子源で稼働中の水銀ターゲット容器は、水冷却流路を有する保護容器で水銀容器を覆う薄肉の多重容器構造であり、ステンレス316L鋼を材料に用いている。2015年、陽子ビーム出力500kWで運転中に保護容器から冷却水が滲出する事象が発生したため、原因究明の調査を行った。目視検査、模擬体による試験や解析評価の結果から、製作過程において水銀容器と保護容器を締結するボルト頭部の溶接で生じた大きな熱応力により隣接する拡散接合に欠陥が生じ、更にビーム運転中のビームトリップ毎に付加される繰り返し熱応力による熱疲労で、シール溶接部に欠陥が生じたことが原因と考えられた。このことから、製作過程における溶接部の初期欠陥を排除し、溶接構造部の堅牢性と信頼性を確保する重要性が改めて認識された。次の水銀ターゲット容器は、ワイヤー放電加工による一体構造の部品を多用し、溶接個所を低減するとともに、初期欠陥を排除すべく試験検査を強化するなど大幅な改良を施し製作された。この水銀ターゲット容器のビーム運転は2017年10月から開始される予定である。
甲斐 哲也; 原田 正英; 前川 藤夫; 勅使河原 誠; 今野 力; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.172 - 175, 2004/03
J-PARC核破砕中性子源では大強度陽子(3GeV,1MW)がビーム窓を通過してTRMA(target-moderator- reflector-assembly)の水銀ターゲットに入射する。TMRA周辺の機器は1次陽子や2次粒子(中性子が主)により高度に放射化される。SS316製のターゲット容器が最も放射化されるが、デカップラー材であるAIC(Ag-In-Cd)合金も高度に放射化される材料である。反射体はベリリウムとアルミ被覆鉄からなり、中性子取出孔はAICで覆われている。またTMRA外側にはSUS316遮蔽が設置される。これら全ての機器は軽水,または重水で冷却されている。本論分では、メンテナンスシナリオ構築と施設設計基準を得るため、NMTC/JAM,MCNP4,DCHAIN-SPを使用してTMRA機器と冷却水の放射化を評価した結果を示す。結果から、遠隔操作メンテナンスの必要性、及び必要遮蔽厚さが示された。例として、反射体集合体に対して、表面線量を1mSv/h以下にするために、厚さ30cmの鉄キャスクが必要であり、キャスクを含めた機器の操作に130トンクレーンが必要となった。反射体のAl被覆鉄をSS316の代替として採用した結果、SS316中のニッケルの放射化を除去することができ、キャスク重量も軽減された。このような結果に基づき、施設の遮蔽壁が設計され、高放射化物のメンテナンスシナリオを構築した。
中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1155 - 1160, 2002/08
次世代の数MW級核破砕中性子源の開発を目的として、日米欧の国際協力の下、米国ブルックヘブン国立研究所においてAGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いた一連の実験が行われている。実験では、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射して、中性子源開発における重要な課題である、圧力波発生機構,中性子発生特性,遮蔽設計パラメーターに関する情報を得るため、圧力波測定,発熱分布測定など熱工学的実験並びに、発生中性子分布,エネルギースペクトル測定,遮蔽体内中性子減衰特性測定,核破砕生成物測定等,中性子工学実験及び遮蔽実験を行っている。ここでは、中性子工学実験及び遮蔽実験に関してこれまでに得られた成果など研究の現状について紹介する。
羽賀 勝洋; 寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
Nuclear Engineering and Design, 210(1-3), p.157 - 168, 2001/12
被引用回数：3 パーセンタイル：27.1(Nuclear Science & Technology)本研究では、大強度陽子加速器駆動の核破砕中性子源として計画されているクロスフロータイプ水銀ターゲット構造の有用性を、実験及び解析により評価した。実験に先立ち、1.5GeV,5MWの陽子ビームを仮定してターゲット容器内の水銀流速場及び温度場を解析し、水銀がクロスフロー流れとなること、及び最高温度を300
以下(水銀沸点:356)に抑えられることがわかった。次に水流動実験のために製作した実機寸法のアクリルモデルを用いて、内部の水流動平均流速場を室温条件でPIV法により測定するとともに、水流動解析を行った。その結果、陽子ビーム照射領域の大部分でクロスフローが実現できていることが実験的に確かめられた。また、モデル入口のレイノルズ数が4.83E5以上の範囲で、解析結果は実験結果を良く再現した。これらの結果より、クロスフロータイプ水銀ターゲット構造と現在の解析システムの有用性を示すことができた。
春日井 好己; 高田 弘; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 中島 宏; 池田 裕二郎; 猪野 隆*; 佐藤 節夫*; Jerde, E.*; Glasgow, D.*
JAERI-Data/Code 2000-042, 62 Pages, 2001/02
JAERI-Data-Code-2000-042.pdf:1.96MB
ASTE (AGS Spallation Target Experiment)共同実験の一環として、ブルックヘブン国立研究所のAGS加速器を使って、鉛反射対及び軽水減速材付き水銀ターゲットからGeV領域の陽子入射によって発生する核破砕中性子の特性を実験的に調べた。入射陽子のエネルギー1.94,12及び24GeVについて、水銀ターゲットに沿った位置における種々の反応率を放射化法で測定した。放射化検出器としては、インジウム,ニオブ,アルミニウム,コバルト及びビスマスを用い、0.33~4.09MeVのしきいエネルギーをカバーした。本レポートは、実験方法及びすべての実験結果をまとめたものである。
particles by quantum molecular dynamics plus statistical decay model明午 伸一郎; 千葉 敏; 秦 和夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(3), p.250 - 255, 1999/03
被引用回数：1 パーセンタイル：13.15(Nuclear Science & Technology)量子論的動力学(QMD)と統計崩壊モデル(SDM)を用いて、710MeV粒子を厚いターゲット(水、炭素、鉄及び鉛)に照射した場合に生成する中性子のスペクトルの計算を行い、実験との比較を行った。QMD+SDMによる計算は、核内カスケードモデルのHETC-KFA1コードを用いた計算に比べて、すべてのターゲットに対して実験とよりよい一致を示した。20MeV中性子の平均自由行程よりも厚いターゲットにおける後方角の中性子スペクトルを再現するためには、輸送効果が重要であることがわかった。
伊藤 和宏*; 辻 義之*; 中村 秀夫; 久木田 豊*
9th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9)(CD-ROM), 16 Pages, 1999/00
液体金属ビームターゲットを模擬した、板状の高速水ジェット流(3.5~20m/s)の自由界面波の特性を、自由界面で屈折するレーザー光を用いて計測した。本光学計測法は最大33kHzの応答速度を有し、平均流速20m/sでノズルから噴出するジェット流の界面波の傾斜角変動を良く捉えることができた。界面波は周波数スペクトルに明瞭なピークとして現れ、ノズル出口からの距離とともに振幅が増加した。得られたデータを基に、ノズル近傍での波の間欠的な出現状況を統計的に整理した。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋; 勝田 博司
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.440 - 445, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.8(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)の一環として行った、高速の液体リチウム板状ジェットターゲット流の熱流動特性に関する、水での模擬実験と数値解析の結果をまとめた。実寸大に模擬したジェット流では、試験条件内(流速≦17m/s,長さ約130mm)で安定した流れが得られ、数値解析により、熱的安定性を確認した。最近の実験で行った詳細な流速分布の計測から、遠心力による静圧分布のため、ジェット流の厚さ方向に自由渦流れと同様の流速分布が形成させると共に、この流速分布の影響が上流の吹き出しノズル内にまで及んでいることがわかった。2次元の正方メッシュを用いた解析を行い、このようなノズル出口付近の流速分布変化を良く予測できることを確認した。
加藤 義夫; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 竹内 浩; S.Cevolani*; Martone, M.*; T.Hua*; D.Smith*; 勝田 博司
Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.541 - 547, 1998/00
国際核融合照射試験施設-概念設計評価活動(IFMIF-CDE:1997-98)におけるターゲット系設計研究の成果を以下の3項目にまとめた。(1)ターゲット系レイアウトの最適化:コスト削減のためシステムの熱応力解析とともに進めたレイアウト最適化の結果、Liハザード対策のための循環Arガス体積の約37%の削減が可能となった。(2)水ループによるターゲットLiジェット流模擬実験:水実験結果からLiジェット流は設計仕様範囲(10-20m/s)で安定であり、内部速度分布は深さ方向にほぼ直線的に10%減少すること、液膜厚さは流速に依存せずほぼ一定(Max.25
m)であることなどが予測できる。(3)コールドトラップによるトリチウム(T)除去法の解析:Swamping法を適用することにより、1次系中のTインベントリを約3g(0.65appm)に維持することが可能である。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1268 - 1275, 1997/00
IFMIF装置の液体リチウムターゲットを水流で模擬し、その凹面壁を流下する高速の板状噴流の安定性を、約17m/s以下の流速で調べた。今回新たに採用した直列2段の2次元レデューサノズルは、内壁で剥離を生ずること無く、安定で均一な流速分布の噴流を生成した。噴流の表面には長さに沿って2次元、3次元の界面波が生じたが、全長130mmに渡り、大きさの変化は小さかった。噴流内の流速分布は、ノズル出口付近で自由渦の流速分布(半径に反比例)に変化し、この結果噴流の厚さが増加した。1次元運動方程式を用いた厚さ予測は、この変化を考慮に入れることで実験結果を良く予測した。
H(d,n)
He neutron source by total absorption method using water bath中島 雅; 東條 隆夫; 山口 博司; 近藤 眞
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.491 - 501, 1975/08
被引用回数：0高速中性子源の中性子強度の測定に際し、定常または非定常な場合、従来から水(減速)・金(放射化)方法がある。本報ではこれをさらに拡張し、強度の時間変化の大きい非定常な高速中性子源にも使えるようにした。コックロフト・ワルトン型加速器のD(d、n)He中性子源をえらび、上記方法を適用して、中性子強度の測定を行なったときの結果が記載されている。本報では2つの中性子検出器を用い、一つは水槽内の定点で熱中性子束の時間変化を、他は源まわりの熱中性子束空間分布を測定し、これから中性子釣合式で強度を決定する。この際、強度の絶対値を確定するため、後者の検出器の較正を必要とする。その手段としてここに提案されたのは、在来のように別途定常中性子源で作った熱中性子場を利用せず、本実験実施中に水槽内の定点で金箔中に生成した誘導放射能を新しい生成方程式で求め、これから直接に検出器の較正を行なう方式である。
羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 高田 弘
no journal, ,
J-PARCの水銀ターゲットシステムは世界で最も高出力の中性子源施設の一つであり、3GeV、25Hzの陽子ビーム条件で稼働している。2015年中に、500kW出力で運転中であった水銀ターゲットの保護容器で2度の不具合が生じた。水銀ターゲットはSUS316Lを材料とし、保護容器の壁の肉厚は3mmである。初めの不具合は保護容器外への漏水であったため、外観検査で不具合箇所を特定することができた。解析評価の結果から、保護容器の製作途中にTIG溶接による入熱でステンレスの降伏応力である255MPa以上の熱応力が生じたことで拡散接合の一部が剥がれたことが原因と判明した。同様な不具合を防止するため、同じ構造で製作していた予備機を補修し、ターゲットシステムに設置した。二度目の不具合は水銀容器と保護容器の間のヘリウム層への漏水であった。ターゲット容器内への漏水であったため、漏水箇所はまだ特定できていない。全体的に見て、これらの不具合は設計段階の解析評価で予見することが困難な条件、つまり接合や溶接工程に関連する事項が原因であったと言える。このような不具合を防止するため、次のターゲット容器設計では溶接部をできるだけ減らすとともに、製作過程で放射線検査を増やし構造健全性を確認する設計方針とした。
