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小林 哲也
JAERI-Tech 2003-001, 21 Pages, 2003/02
JAERI-Tech-2003-001.pdf:1.12MB
JRR-3に設置されている熱中性子導管は、設置後6年を経過した際に寿命評価が実施され鏡管ユニット側面のガラス母材に内部まで貫通するクラックの発生が確認された。そして、その原因について検討が行われた結果、
線照射によるガラス母材の脆化に加え、中性子導管を直接真空引きする方式による鏡管ユニットの静的疲労が主たる原因であるという結論が得られた。本報告書はこのような結果をもとにガラス母材の機械的強度について定量的に評価し、さらに疲労破壊に達するまでの時期について予測するものである。なお、この予測に基づき中性子導管の寿命評価を行い、2000年及び2001年に行われた熱中性子導管T1及びT2のスーパーミラーへの更新時期について、その妥当性を確認した。
森井 幸生; 一色 正彦
Radioisotopes, 45(11), p.717 - 721, 1996/11
「中性子による計測と利用」と題する講座の中で、中性子源に関する章のうちの原子炉から得られる中性子について概観したものである。まず世界の主な研究用原子炉を紹介し、その中の原研改造三号炉を例にとりながら、中性子発生法、熱中性子スペクトル、中性子ガイドホールなどについて、中性子散乱実験を実施する観点からその特徴や利用法について記述した。
川端 祐司*; 鈴木 正年; 菊池 仁志*; 佐野 昌彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(10), p.1050 - 1058, 1993/10
被引用回数：10 パーセンタイル：69.75(Nuclear Science & Technology)研究用原子炉JRR-3が改造され、大規模導管群及び冷中性子源装置をそなえた高性能炉として利用運転を始めた。この新JRR-3(JRR-3M)に設置された2本の熱中性子導管及び3本の冷中性子導管の中性子束及び中性子スペクトル、さらに冷中性子源装置のゲインを測定した。中性子束は、原子炉が定常出力の20MWで運転した時に、特性波長2
の2本の熱中性子導管端末で1.2
10
n/cm
・s、また冷中性子源装置稼働時において、特性波長4の2本の冷中性子導管端末で2.010n/cm・sとなった。さらに特性波長6の冷中性子導管端末では1.410n/cm・sとなった。また測定された中性子スペクトルは設計計算とよい一致を示した。これらのスペクトルから得られた冷中性子源装置のゲインは、原子炉出力20MWにおいて、波長4及び8の中性子に対して7および20であった。
一色 正彦; 高橋 秀武; 市川 博喜; 白井 英次
日本原子力学会誌, 34(2), p.108 - 118, 1992/02
被引用回数：5 パーセンタイル：48.18(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉は、平成2年3月22日初臨界を達成した後、ゼロ出力試験、出力上昇試験等の特性試験を経て、11月からは熱出力20MWでの利用運転を開始し、3年6月には平衡炉心に到達した。この間、炉心核・熱水力特性、原子炉運転制御性能、実験利用設備性能、遮蔽性能等種々の特性測定が実施され、その結果、JRR-3改造炉が汎用研究炉として世界でもトップレベルの性能を有していることが確認された。
川端 祐司*; 鈴木 正年; 鶴野 晃; 大西 信秋
Physica B; Condensed Matter, 180-181, p.987 - 990, 1992/00
被引用回数：7 パーセンタイル：43.5(Physics, Condensed Matter)研究用原子炉JRR-3が大改造され、大規模導管群及び冷中性子源装置をそなえた高性能汎用炉として生まれ変わった。中性子導管の端末出口でのスペクトルを飛行時間法で測定し、中性子束を金箔放射化法で測定した。測定された中性子束は、特性波長2の熱中性子導管で1.210n/cms、特性波長4及び6の冷中性子導管でそれぞれ2.010、1.410n/cmsとなった。中性子取り出し口のビーム発散は、中性子ラジオグラフィフィルムによって測定した。中性子スペクトルから求めた冷中性子装置のゲインは波長4及び8に対してそれぞれ7及び20であった。
川端 祐司; 鈴木 正年; 高橋 秀武; 大西 信秋; 嶋貫 昭雄*; 須川 豊*; 新野 信行*; 笠井 泰治郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1138 - 1146, 1990/12
研究用原子炉JRR-3の改造に伴い、特性波長2の熱中性子導管及び特性波長4の冷中性子導管を各2本、さらに特性波長6の冷中性子導管を1本、合計5本の中性子導管を設置した。最も長いものが59.9mであり、総延長は232.1mになる。中性子通過断面は幅2cm、高さは熱中性子用が20cm、冷中性子用が12cmである。曲導管部分も含めて、長さ85cmの直線ユニットで多角形近似することにより設置した。ユニット内面の中性子鏡は、硼硅酸ガラスにニッケルを約2000の厚さでスパッタリングしたものである。製作誤差は平均4
mであり、これらのユニットで中性子導管を構成するときの平均設置誤差は、ずれ8m、角度510
radであり、十分よい精度で中性子導管を設置することができた。これに伴う中性子損失は約5%と見積られ、中性子導管出口での中性子束は約210neutrons/cm・secが期待されている。
川端 祐司; 鈴木 正年; 坂本 正誠; 原見 太幹; 高橋 秀武; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(5), p.406 - 415, 1990/05
原研の改造3号炉に大規模中性子導管群の設置が予定されている。計画された中性子導管の効率を評価するために、エレクトロン・リニアックからの熱中性子を用い、中性子導管の中性子通過実験を行った。実機を1/10で模擬した幅2mm、長さ1.8mの中性子導管を用い、いくつかの設置誤差がある場合と設置誤差が無い場合の中性子通過特性を実験的に調べた。さらに中性子導管特性評価プログラム「NEUGT」による計算結果を中性子実験によって評価し、設置誤差がある場合にも「NEUGT」が有効であることを示した。これらの結果から、改造3号炉に計画されている中性子導管の性能は、中性子利用実験に用いるに十分な性能を持つと評価された。
川端 祐司; 鈴木 正年; 工藤 三好*; 高橋 秀武; 坂本 正誠
Proceedings of 12th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.113 - 116, 1987/00
JRR-3改造炉に設置する中性子導管の設計に資するため、実機の1/10スケールの中性子導管を原研のLINACに設置し、実機が十分な性能を持ち得ることの実証及び中性子導管の設計評価のために開発された中性子導管特性解析コード「NEUGT」の検証を目的として特性を測定した。
鈴木 正年; 川端 祐司; 高橋 秀武; 坂本 正誠
JAERI-M 86-037, 21 Pages, 1986/03
本稿は中性子導管の最も重要な要素である金属鏡面の中性子反射率について実機に採用するものと同等仕様のニッケル蒸着ガラスを用いて測定した結果をまとめたものである。また、炉心近傍の核的・熱的に厳しい条件下にある水平実験孔内に設置する中性子導管について、ニッケル蒸着ガラスに代わる鏡面として、金属ニッケルを研磨した中性子導管が採用できるか否かを知る為 3段階の表面粗度をもつ鏡面についても反射率の測定を行った。測定の結果、ニッケル蒸着ガラスについては今回の供試体程度の表面状態であれば中性子導管としての性能を発揮できることが確認出来た。3段階の表面粗度をもつニッケル板については、表面状態の優劣が反射率の優劣に依存していること、供試体中、最良のニッケル板でも導管には不適であるとのデ-タを得た。
研究炉管理部
JAERI-M 85-149, 372 Pages, 1985/10
本報は、JRR-3の改造工事を開始するに当り、JRR-3改造炉とその利用の将来展望について、原子炉等の設備を利用する研究者との相互理解を深めるために研究所内・外の技術者及び研究者、合計61名によって書れたものを編集したものである。本報に紹介する主な内容は以下のとおで、あらためて多くの利用分野から改造炉への期待が大きいことが確認された。(1)改造炉及び利用設備 ・改造炉及び建家設備の概要 ・水力照射、気送照射及びリグ照射設備 ・冷中性子源、中性子導管設備等 (2)中性子ビーム実験装置 (3)最近の利用動向 ・燃料及び材料の照射研究 ・放射化分析、RIの生産と利用、シリコンドーピング等 ・中性子散乱研究
原見 太幹; 鈴木 正年; 植村 睦*
JAERI-M 85-103, 66 Pages, 1985/08
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告で設置予定の導管の基本設計を述べ設計デー夕である導管の寸法、ニッケル薄膜厚さ、反射率等の導管中性子収率への影響をパラメトリックに行った解析結果を示した。この結果、接合誤差がない場合熱中性子導管で78%(3中性子)、冷中性子導管で69%(5中性子)、62%(7中性子)の収率が見込まれることがわかった。本解析用に開発したプログラムNEUGTを用いて接合誤差の収率への影響について検討した。現設計に基づいて、導管出口スペクトル、導管内中性子空間分布、導管出口角度分布を算出した。
原見 太幹; 川端 祐司
JAERI-M 85-093, 46 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画をしている。前報告で、導管設計解析用に開発したプログラムNEUGTの説明を行った。本報告で、中性子導管を設計するに当って必要な導管の基本的特性を示し、NEUGTの検証計算の結果を示す。導管の中性子収率および導管内空間分布について、計算結果と実測データはよい一致を示すことがわかった。
原見 太幹; 植村 睦*; 海老沢 徹*
JAERI-M 85-092, 70 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉において、中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本および冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告は、導管設計を行うため、中性子導管の中性子収率を計算できるよう開発したプログラムNEUGT、NEUGT入力デー夕図形表示プログラムPLOPINEおよびNEUGT解析結果プロットプログラムNEUPLOTの説明を行うものである。本文で、NEUGTプログラムの内容説明と入力デー夕のマニュアルを記し、いくつかの解析例は付録のPLOPINEおよびNEUPLOTの説明の中で示す。プログラムはすべてFORTRAN77で記述されている。
鈴木 正年; 高橋 秀武; 金田 義郎; 市原 正弘; 熊井 敏夫; 大友 昭敏; 篠津 和夫; 坂本 正誠; 宮本 和千代*
JAERI-M 85-003, 14 Pages, 1985/02
改造3号炉に設置を計画している中性子導管に使用する、ガラス板にニッケルを蒸着した鏡面のガンマ線照射効果を、目視観察、平滑度測定、X線回折で調べた。空気中の照射では10rad照射で表面に座点があらわれ、10
radではX線回折像にニッケル以外の回折像が見られる。一方真空、ヘリウム雰囲気中では10rad照射でも大きな影響はみられない。
下桶 敬則; M.M.Levine*
JAERI-M 6389, 122 Pages, 1976/02
フォーカライザー、即ち中性子全反射円錐管は中性子の全反射現象を利用した中性子束ビームのコリメーションおよびその強度の増大を実現させる装置である。本報告書はこの様な装置から発生する中性子束の強度とそのエネルギー・スペクトルを計算する計算コードFOCUSについて記述したものである。記述の内容は、同コードを計算機にかけるために必要となる入力およびその出力の手順等、コード使用上に必要な事項が網羅されている。
田村 格良; 新居 昌至; 曽山 和彦
no journal, ,
中性子導管では、中性子導管のミラーの性能だけではなく中性子導管の据え付け誤差も輸送に大きな影響を与える。JRR-3における中性子導管の据え付け誤差による輸送効率への影響を評価することは、JRR-3の実験装置の利用及び保守管理はもとより実験装置の改良及び開発においても重要である。そこで、JRR-3に設置されている中性子導管の据え付け誤差による輸送効率への影響を中性子輸送シミュレーションにより評価した。JRR-3の中性子導管は中性子鏡管ユニット(長さ850mm、中性子ビームの幅20mm、高さ200mmもしくは120mm)を接続しているので、同じようなモデルを作成し、シミュレーションを実行したところ、各中性子鏡管ユニット間で水平方向に0.05mmずれると、T1-1ビームポートにおいて輸送効率が約90%になることが確認できた。一方、0.05mm上下方向への移動に関しては、いずれも輸送効率は99%とほとんど変化無いことが確認でき、JRR-3の中性子導管については水平方向の誤差が大きな影響を与えることが確認できた。
