FCAにおける水冷却増殖炉模擬第1炉心(XXII-1(65V))における増殖指標の測定と解析(受託研究)

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 山根 剛; 片岡 理治*

JAERI-Research 2005-008, 57 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-008.pdf:3.49MB

高速炉臨界実験装置FCAに構築した水冷却増殖炉模擬第1炉心FCA-XXII-1(65V)において、水冷却増殖炉の重要な核特性である増殖指標の評価を目的として反応率比の測定及び解析を行った。劣化ウラン箔,濃縮ウラン箔を用いた箔放射化法によりU捕獲反応率対U核分裂率(C8/F5)の測定を行い、また、絶対校正された核分裂計数管を用いてPu核分裂率対U核分裂率(F9/F5)及びU核分裂率対U核分裂率(F8/F5)の測定を行った。箔や核分裂計数管の形状及び測定位置をMVPコードによりモデル化し、セル平均の反応率比を導出するための補正因子を算出した。これらの補正を考慮し、セル平均の反応率比は、F8/F5=0.02010.9%, F9/F5=0.7591.2%及びC8/F5=0.09161.4%となった。以上の結果から、増殖指標はC8/F9=0.1211.8%と求まった。解析はJENDL-3.2核データ・ライブラリーに基づくJFS-3-J3.2Rの70群定数セットを用いた。標準的な高速炉用セル計算コード及び、拡散計算コードにより、セル平均の反応率比を求めた。ただし、炉心中心の燃料セル計算に対しては、超詳細群セル計算コードPEACO-Xを用いた。反応率比F9/F5, F8/F5におけるC/E値はそれぞれ1.02及び1.03となり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。また、C8/F5におけるC/E値は1.06となり、計算値が実験値を過大評価することを確認した。以上の解析から、増殖指標C8/F9のC/E値は1.03と求まり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。

HIP法によるプラズマ対向機器用W-Cu合金接合技術の開発,3; 金箔を用いた接合

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎

JAERI-Tech 2002-058, 30 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-058.pdf:2.56MB

現在、ITER等の核融合炉の設計では、ダイバータ等のアーマ材に高融点タングステン合金の適用が検討されている。一方、アーマ材の背後に接合されるヒートシンクには、その熱伝導率の高さや機械的特性から、無酸素銅やアルミナ分散強化銅などの銅合金が提案されている。プラズマ対向機器の製作には両者の信頼できる接合技術の開発が不可欠であり、原研では熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法によるタングステンと銅合金の接合技術の開発を進めてきた。本研究では金箔を用いたタングステンと銅合金のHIP接合試験を行い、最適なHIP条件の選択と、引張り試験による接合強度の評価を行った。その結果、最適接合条件は850・2時間・147MPaで、金箔なしの場合よりも150も低い温度で接合が可能となった。しかも接合強度は金箔なしの場合と同様であることがわかった。

核設計基本データベースの整備(VI) -JUPITER-II実験データ集-

核データベース*

PNC TN9450 96-052, 694 Pages, 1996/10

PNC-TN9450-96-052.pdf:45.48MB

本報告書は動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reacter)において、1982年から1984年にかけて実施された大型高速炉臨界実験のフェーズ2(JUPITER-2)の実験データをまとめたものである。JUPITER-2実験では電気出力65万kWe級の径方向ブランケットの形状が異なる6つの径方向非均質ベンチマーク炉心が含まれる。本報告書に収録した実験項目は、臨界性、制御棒反応度、反応率分布、Naボイド反応度、サンプル反応度、ドップラー反応度、ゾーン置換反応度、ガンマ線発熱である。 本実験データ集はJUPITER実験の成果を、大型FBR炉心の炉物理研究及び核設計のための基本データベースとして、将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。従って、実験内容を理解するために必要な情報に加えて、実際に実験解析を行うために必要な詳細データをくまなく網羅した。また、本実験データ集に含まれている実験体系あるいはドロワの組成データなどの情報は、ほとんど大洗工学センターの大型計算機あるいはその媒体上に保管されており、今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして入力できるようにした。

Triton burnup measurements by neutron activation at JT-60U

M.Hoek*; 西谷 健夫; M.Carlsson*; T.Carlsson*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 368, p.804 - 814, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(95)00667-2

DDプラズマ中で発生する1MeVトリトン(T)はDTプラズマで発生する3.5MeV粒子と運動パラメータがほぼ同じであるため、Tの挙動から粒子の挙動を類推することができる。1MeV Tは、プラズマ中で減速し、DT反応を起こして14MeV中性子を放出する。ここでは、DD反応による2.5MeV中性子とトリトン燃焼による14MeV中性子の発生量を放射化箔法で測定した。測定されたトリトン燃焼率(14MeV中性子/2.5MeV中性子)は、プラズマ電流とともに増加し、プラズマの大半径とともに減少しており、トリトンに対するリップル損失を示唆している。

Initial results from neutron yield measurements by activation technique at JT-60U

M.Hoek*; 西谷 健夫; 池田 裕二郎; 森岡 篤彦

JAERI-M 94-002, 25 Pages, 1994/01

JAERI-M-94-002.pdf:0.92MB

JT-60Uにおいて、1放電当りの積算中性子発生量を、シリコン、アルミニウム、銅、亜鉛、ニッケルの箔を用いた中性子放射化法により測定した。モンテカルロ法(MCNPコード)を使用した中性子輸送計算により、照射位置での中性子フルエンスと中性子エネルギー分布を決定した。最近導入した、中性子放射化箔により高ポロイダルベータ実験時に、約100の箔を照射した。2.5MeV中性子発生量の初期測定結果は核分裂電離箱で測定した中性子発生量と良く一致することを確認した。上に示した箔のうち、インジウム箔が全中性子発生量測定に最も適しており、測定誤差は~15%である。重水素-重水素反応の2次生成物であるトリチウムと重水素との核融合反応で生じる14MeV中性子発生量の測定には、シリコンとアルミニウムが最も適しており、測定誤差は~15-20%である。測定されたトリトンの燃焼率は、0.5~1%であった。

核分裂箔を使用した反応率測定のための異なる検出器校正手法の比較実験

桜井 健; 根本 龍男; 大部 誠; 中野 正文; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

JAERI-M 93-153, 50 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-153.pdf:1.31MB

高速炉臨界実験装置FCAにおいてU核分裂率とU捕獲反応率の絶対値およびこれらの反応率比を箔放射化法で測定するために、ゲルマニウム半導体検出器の校正実験を行い、実効的な線計数効率を求めた。各計数効率の決定は、互いに独立な2種類の校正手法を使用して行った。校正に大きな系統誤差が含まれないことを検証するために、得られた計数効率間の比較を行った。U核分裂率に関しては、核分裂計数管を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。U捕獲反応率に関しては、Am-Np線源を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。相互比較実験の結果として、各反応率の絶対値を測定するため計数効率に関しては、校正手法間で1.5%以内の一致が得られた。反応率比を測定するための計数効率比に関しては、校正手法間で1%以内の一致が得られた。

箔実験におけるデータ処理コードシステム

小圷 龍男*; 大部 誠

JAERI-M 84-147, 40 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-147.pdf:1.15MB

箔照射による反応率測定を有効かつ効率的に進めるためのデータ処理コードシステムを開発した。照射箔より発する線スペクトルの測定および解析を自動的に行ない、反応率分布の結果まで一貫した処理を行うことが可能となった。線スペクトルのピーク解析機能としてデータ平滑化、一次微分および二次微分によるピーク探索および非線形最小自乗法に基く関数フィッティングによるピーク面積および誤差等の算定機能を具えている。また、ピーク解析コードにより求められた実験値を用いて、核種毎の崩壊定数を決定し、時間補正および箔の重量補正を行ない反応率を求める。これらのコードは、使用言語にFORTRAN-77を用い小型計算機PDP-11/44(DEC)用に開発したものであり、最大プログラムメモリーサイズは、32Kと制約を受けている。

ウラン-パラジウム合金箔から化学反応系へ放出された核分裂生成物の挙動

森山 昇; H.Y.Lee*; 佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 小林 敏明; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 徳永 興公; 団野 晧文

JAERI-M 4878, 9 Pages, 1972/07

JAERI-M-4878.pdf:0.29MB

核分裂片を照射して気相放射線化学反応を行なう場合、核分裂生成物がどの程度化学反応系へ混入し、どの程度の放射能で且つどのように挙動しているかを調べた。ウラン-パラジウム合金箔を燃料として使用し、エチレンを化学反応系として使用すると、核分裂片の58%が化学反応系へ放出されるが、気相中に留るものは殆んどなく、総て照射容器の器壁に付着していることが判明した。又、実験的に測定された漸放射能は、K.WagおよびE.P.Wigner等の提案している実験式とよく一致した。

Measuring the ratio of epithermal to thermal neutron densities using thick gold foils

古橋 晃; 松本 圭司*; 大部 誠

日本原子力学会誌, 2(7), P. 394, 1960/00

原子炉体系における中性子のエネルギー分布を測定する手段の一つとして、いわゆる共鳴箔のカドミウム比によって熱外領域の中性子束の大きさを知ろうとする方法がひろく用いられる。このとき通常用いられる程度の厚さの箔では、中性子に対する箔の自己遮蔽効果や放射能の箔内自己吸収効果が相当きいてくるので、カドミウム比が箔の厚さによっていちじるしく変化し、箔の厚さを指定しなければカドミウム比の意味がなくなる。この論文ではGreenfieldがインジウム箔について行なったと同様の方法で、金箔の場合について、有限な厚さの箔で測定値を厚さ0の理想箔での値に換算するための補正係数を決定した結果およびその係数の物理的な内容に関する若干の考察を記した。またJRR-1炉心内での測定の結果、全熱外中性子密度とマクスウェル部分の中性子密度との比として0.11という値を得た。

J-PARC核破砕中性子源の中性子実験装置における箔放射化法による高速中性子束の測定

原田 正英; 勅使河原 誠; 大井 元貴; 及川 健一; 高田 弘; 池田 裕二郎

no journal, , 

J-PARCの物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源では、線源から中性子実験装置に、冷熱中性子の他に、熱外中性子やMeV領域の高速中性子も飛来する。ここで、MeV領域の高速中性子は、高速中性子照射実験に活用される一方、中性子実験装置の遮へい設計に大きな影響を与える。これまでの中性子実験装置の遮へい設計では、計算により高速中性子束を評価し、その評価値を線源データとして用いた。この高速中性子束のデータの信頼性の検証を目的として、中性子実験装置NOBORU(BL10)にて、Au, Al, Bi, In, Nb, Tmの箔によるしきい反応を利用した箔放射化法を用い、中性子源から13.4m及び14m位置のビーム軸上に設置し、高速中性子束を測定した。実験の結果、計算値/実験値の比は0.7から1.7となることがわかった。