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論文

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

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$$gamma$$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、50$$times$$50$$times$$50mm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、$$pm$$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。

論文

Development of a nuclear-thermal coupled calculation code system

菅谷 信一*; 川崎 弘光*; 山田 光文*; 関 泰

Fusion Engineering and Design, 27, p.269 - 274, 1995/00

核融合炉の設計において、トリチウムを固体トリチウム増殖材から回収するためには温度制御が必要で、そのためにはブランケット内での温度分布を精度良く求める必要がある。またプラズマ対向機器などで冷却能力が喪失した場合にも温度変化を精度良く求める必要がある。このような温度分布の時間変化を精度良く求めることを目的として2次元の核熱結合計算コードシステムを開発した。このシステムは2次元放射線輸送計算コードDOT-3.5を、核発熱計算コードAPPLE-3を介して、有限要素に基づく非線型温度解析コードADINATに結びつけたものである。この計算システムを使用して、FNSにおいて測定した黒鉛および炭酸リチウム試料中の核発熱による温度変化を計算した。計算と実験の良い一致により、計算システムの妥当性を示した。

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