Design of micro-fission chambers for ITER low power operations

西谷 健夫; 山内 通則*; 泉 幹雄*; 草間 義紀

JAERI-Tech 2005-047, 34 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-047.pdf:6.75MB

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を1gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。12mm径と6mm径の2種類のマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。熱輸送解析の結果、真空容器への熱伝達のみで検出器温度は250C以下にできることを明らかにした。

Optimization study of coupled hydrogen moderator with extended premoderator

甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎

JAERI-Conf 2001-002, p.786 - 792, 2001/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2001-002-Part2.pdf

これまで、1個の背面プレモデレータを共有する2個のモデレータセットを提案してきた。最高漏洩中性子束となる場所に2個のモデレータが同時に配置されている。また、拡張型プレモデレータは、冷中性子強度をより強くすることが示されており、拡張型プレモデレータの最適化により、さらに中性子強度を高められると考えられる。一方、強度を犠牲にせず、背面プレモデレータを省略して2個のプレモデレータを1個で置き換え可能と考えることもできる。またパルス特性の改善も期待できる。本論文では、主モデレータと拡張型モデレータの最適化を行った。その結果、1個のモデレータを用いた場合において、より高い時間積分、パルスピーク強度が得られ、モデレータ核発熱も低減された。よって、2個のモデレータを1個のモデレータで置き換えるべきであるという結論に至った。

Nuclear heating measurements for SS-316, copper, graphite, tungsten, chromium, beryllium in a copper centered assembly bombarded with 14 MeV neutrons and analysis

池田 裕二郎; 前川 藤夫; 春日井 好己; 宇野 喜智; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; 今野 力; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 42, p.289 - 297, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00187-7

本研究は、核発熱測定技術の開発によりITER構造材のD-T中性子に対する核発熱実験データを取得し、ITER設計に用いる計算手法及び核データの妥当性を検証することを目的とする。試験した材料はSS-316、銅、黒鉛、タングステン、クロム、ベリリウムで、全核発熱をマイクロカロリメータで、線発熱をTLDで測定した。解析は、計算コードMCNP-4A、KERMAを含む核データとしてJENDL-3.2及びFENDL-1を用いた。実験と計算の比較から次のことが示された。(1)銅、黒鉛、SS-316、クロム、ジルコンは計算と実験は10%以内で一致、(2)ベリリウムは、JENDL、FENDLともに発熱が大きく過少評価、全核発熱についてはJENDLが25%の過少評価、(3)タングステンでは、両ライブラリーとも、全核発熱、発熱両方で30%の過大評価が示された。ベリリウム、タングステンの核データ、特にKERMAの見直しが必要である。

Three-dimensional analysis of nuclear heating in the superconducting magnet system due to -rays from N in the ITER water cooling system of shielding blanket

飯田 浩正; R.Pletenda*; Santoro, R. T.*; V.Khripunov*

Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.837 - 840, 1998/00

D-T反応を行う核融合装置においては、冷却水中に生じるN-16からの高エネルギー線による極低温機器への熱負荷が過大とならないようにする必要がある。3次元モンテカルロ法により、詳細な熱負荷解析を行った。上部ポートの冷却配管からクライオスタット中に放出されるN-16線出力は~60kWである。このうち60%は配管束に吸収され40%がクライオスタット中に漏洩する。クライオスタット中の高温機器に吸収されるもの、さらに外側に漏洩するものを除いた数%(~1.5kW)が極低温機器に吸収される。これは既に許容できる程度に十分低いが、配管束の周囲にガードパイプが施けられればさらに1/5程度に減少する。

2-D overall shielding analysis of ITER tokamak machine

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 内海 稔尚*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Fusion Technology 1996, 0, p.1587 - 1590, 1997/00

ITERトカマク本体の核特性を、トーラス軸を回転軸としたポロイダル断面モデルを用いての、2次元S遮蔽解析により評価した。遮蔽ブランケット、真空容器、上部ポート、水平ポート、下部ポート、ダイバータカセット、トロイダルコイル、ポロイダルコイル、クライオスタット、及び生体遮蔽体を含む解析モデルに対して、中性子及びガンマ線輸送解析を行い、コイル等の核的応答を評価した。開口部に遮蔽プラグを有する水平ポートと、有さない水平ポート(NBIポートを想定)の各々の断面に対して、解析を行った。その結果、トロイダルコイルの核的応答は、絶縁材の吸収線量等のピーク値は、設計基準値を満足したものの、コイル全体の核発熱量は、基準値を上回った。今後、ポート近傍等の遮蔽構造の見直しが必要である。

Integral test of Kerma data for SS304 stainless steel in the D-T fusion neutron environment

池田 裕二郎; A.Kumar*; 小迫 和明*; 今野 力; 大山 幸夫; 前川 藤夫; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.769 - 775, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00325-2

核発熱は核融合炉設計における基本的な核的パラメータである。カロリメーターを用いて開発した直接測定法により、14MeV中性子が支配的な場での主要構造材を対象とした測定データが、関連する核データの妥当性検証に有効であることを日米共同実験で示した。本件研究では、14MeV中性子のみならず、低エネルギー中性子及び2次線が支配的な遮蔽構造材SS304鋼中の核発熱率分布測定とその解析を示す。測定プローブとして、505050mmのSS304ブロックを用い、中性子照射に伴う温度上昇からSS304体系中の表面から深さ200mmまでの核発熱率を求めた。実験体系中の急な中性子束勾配に伴う熱流速の時間依存性を考慮し、ADINAT核熱結合計算コードを用いた計算値と測定値を比較した結果、20%以内で良く一致し、JENDL-3に基づくKERMA係数の妥当性が実験的に示された。

Conceptual design study of nuclear shielding for the steady state tokamak device JT-60SU

宮 直之; 永見 正幸; 中島 信治*; 中村 博雄; 牛草 健吉; 及川 晃; 西谷 健夫; 豊島 昇; 木下 茂美*; 中川 敏*; et al.

Fusion Engineering and Design, 23, p.351 - 358, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)90019-1

JT-60の高性能化に続く計画として、トカマクの定常化研究を目的とした炉心模擬装置JT-60SU(中性子発生量1.010n/s,410n/s)における遮蔽構造の概念検討結果をまとめた。真空容器の低放射化候補材料としてAl合金とTi合金を比較検討した。合金としてTi-6Al-4Vを使用し、真空容器を厚さ25~40cmの薄板2重壁リブ構造として、1%のBを添加した冷却水タンク方式を採用した。この結果、一周抵抗~50、運転停止後1年後の真空容器内線量当量~15mrem/h、インボード側トロイダル磁場コイルの超電導材における核発熱1mW/cc以下、また同コイルの冷凍機容量は~11kWとなり、これらの結果は当初設定した遮蔽設計基準をほぼ満たし得ることを示した。

Analysis of bulk shielding experiments on large SS316 assemblies

前川 藤夫; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Technology, 21(3), p.2107 - 2111, 1992/05

ITER等の核融合次期装置の遮蔽設計で使用される安全係数の検証のために原研FNSの14MeV中性子源を利用して行われたバルク遮蔽実験の解析を行った。遮蔽体は厚さ1.12m直径1.20mの大型SUS16円柱である。解析には多群SコードDOT3.5とモンテカルロコードMCNPを使用し、核データセットにはJENDL-3から作成したものを使用した。解析の結果、しきい反応率と2MeV以上の中性子スペクトルでは両計算結果とも実験値との一致は良かった。keV領域の中性子スペクトル、Uの核分裂率、線スペクトル、線核発熱の結果はすべて似た傾向を示し、MCNPの結果は遮蔽体深部(深さ0.91m)まで実験値と数10%以内で一致したが、DOT3.5の結果は深部にいくほど実験値に対して過小評価の傾向がみられ、深さ0.91mの点では実験値の1/2~1/3と大きく過小評価した。

核融合炉遮蔽設計法のベンチマーク実験による評価に関する研究

中島 宏

JAERI-M 92-025, 171 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-025.pdf:4.22MB

本研究では、先ずDT反応型核融合炉の遮蔽設計上重要な課題について一連の工学的ベンチマーク実験を実施した。それに基づいて、ITERの概念設計で用いられる遮蔽計算手法、DOT3.5及びMCNP-3の計算精度を評価し、計算手法の問題点の摘出を行った。さらに、現在開発中のBERMUDAについて検討した。304s.s.製段違い狭小スリット体系の中性子ストリーミング問題では、DOT3.5及びMCNP-3はITERの概念設計で想定されている計算精度で適用可能であることを示した。また、多段層スリット中性子ストリーミング問題では、MCNP-3が、316Ls.s.体系内の2次線核発熱問題では、DOT3.5がそれぞれ適用可能である。一方、316Ls.s.体系内の中性子深層透過問題及び大きな空洞内における中性子挙動問題では、BERMUDAが有効な手法であることを明らかにした。

J-PARC核破砕中性子源における陽子ビームの形状及び入射位置の変化が水銀ターゲットの核特性及び構造強度に及ぼす影響,2; 水銀ターゲットにおける核発熱及び中性子実験装置へ供給する冷熱中性子強度

原田 正英; 粉川 広行; 直江 崇; 涌井 隆; 羽賀 勝洋; 明午 伸一郎; 大井 元貴; 高田 弘

no journal, , 

J-PARCの物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源は、水銀ターゲットに3GeV、1MW陽子ビームを入射し、核破砕反応で発生する中性子を反射体・減速材で減速し、発生する中性子を中性子実験装置に供給する施設である。本研究では、入射する陽子ビームの形状やビーム入射位置が、水銀ターゲット容器の構造強度や発生する中性子特性に及ぼす影響を定量的に調べることを目的とし、水銀ターゲット容器の核発熱及び中性子強度の変化を測定した。ビーム形状をガウス分布とし、垂直方向に上下各々4mmの範囲で入射位置を変えた場合、中性子実験装置NOBORUで計測される中性子強度をHe-3カウンターで計測した。この結果、120meVの中性子強度の積分値は、中心に入射する場合に比べ、4mm下方に入射した場合は、約2.5%低下し、4mm上方に入射した場合は、約2%増加することがわかった。MCNPXコードとPHITSコードによる粒子輸送計算を行い、測定結果を比較した結果、両者はよく一致した。