検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Progress in physics basis and its impact on ITER

嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn$'e$, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.

Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。

論文

Radioactivity of the vanadium-alloy induced by D-T neutron irradiation

佐藤 聡; 田中 照也*; 堀 順一; 落合 謙太郎; 西谷 健夫; 室賀 健夫*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1648 - 1652, 2004/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.5(Materials Science, Multidisciplinary)

バナジウム合金は、良好な機械特性,液体リチウムとの共存性,低放射化特性の観点から、液体リチウムブランケット核融合炉構造体の候補材料である。しかしながら、バナジウム合金の誘導放射能は、不純物によって増加される懸念があり、不純物を考慮した誘導放射能を評価することが重要である。そこでバナジウム合金に対してDT中性子照射実験を行い、誘導放射能を評価した。異なる手法で製作したインゴットから取り出した6種類の試験片に対して、FNSを用いて実験を行った。10$$^9$$$$sim$$10$$^10$$のフラックスで、10分$$sim$$15日の期間試験片を照射した。照射後数分$$sim$$数か月後の誘導放射能を、高純度Gr検出器による$$gamma$$線分析器を用いて測定した。加えて、照射後数か月後の崩壊熱を、全エネルギー吸収スペクトロメーターによって測定した。その結果、$$^28$$Al, $$^56$$Mn, $$^24$$Na等の放射性同位体が検出でき、バナジウム合金中の不純物濃度を同定した。NIFS製のバナジウム合金中のAl濃度は70wppmであるのに対し、ANL及びSSWIP製中のAl濃度は各々、170及び380wppmであった。NIFS製に関しては、設計目標値の91wppm以下であることがわかった。モンテカルロ計算によって崩壊熱を求めた結果、計算値は実験値と15%以内で一致することがわかった。

論文

Non-destructive analysis of impurities in beryllium, affecting evaluation of the tritium breeding ratio

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; Klix, A.; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1337 - 1341, 2004/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.07(Materials Science, Multidisciplinary)

これまで濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層ブランケット模擬体系に対して14MeV中性子源FNSを用いた核特性系積分実験を実施してきたが、実測されたトリチウムの生成率はモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと核データJENDL-3.2による計算値よりトリチウム増殖層平均で20%小さかった。その主要な原因として、ベリリウム中の微量不純物(B, Li, Gd等)が寄与していると考察し、FNSを用いて中性子透過実験を行い、実験的評価を行った。大きさの異なるベリリウム単体の体系にパルス状DT中性子を入射し、BF3中性子検出器により、熱中性子束の減衰時間を測定した。全ての試験体で、測定した熱中性子の減衰時間は計算値より早かった。これはベリリウム中の微量不純物により熱中性子束が吸収されるためと考えられる。熱中性子の減衰時間から実行的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きな値が得られた。不純物の主要成分を検討し、トリチウム増殖率への影響を評価している。

論文

Development of combined system of Monte Carlo calculation and activation calculation for evaluation of decay $$gamma$$ ray dose rate in nuclear fusion reactor

佐藤 聡; 川崎 信夫*; 久米 悦雄; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.62 - 65, 2004/03

DT核融合炉において、遮蔽体を貫通するダクト周囲の崩壊$$gamma$$線線量率評価が重要課題である。崩壊$$gamma$$線線量率を精度よく評価するには、3次元モンテカルロ計算が必要である。誘導放射能の空間分布が崩壊$$gamma$$線輸送計算には必要であり、それらはACT-4やCINAC等の放射化計算コードを用いて中性子束分布から得られる。本研究では、モンテカルロ計算コードMCNPと放射化計算コードを結合し、崩壊$$gamma$$線線量率を評価するための系統的な計算システムを開発した。本システムでは、連続する3つの計算(モンテカルロ中性子輸送計算,放射化計算,モンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算)が系統的に行われる。本計算システムを検証するために、原研FNSを用いて森本らによって行われた崩壊$$gamma$$線線量率実験の測定結果と、計算値を比較した。本計算システムによって得られた結果は、測定結果と実験誤差(10%)の範囲内でよく一致している。本計算システムによって、核融合炉の崩壊$$gamma$$線線量率を高精度で評価可能であることが実証できた。また計算時間の飛躍的な短縮を計るため、発生線源へのバイアス化システムを開発し、本システムに組み込んでいる。単純な体系でのテスト計算の結果、2桁以上計算時間が短縮でき、開発したシステムの有効性を実証した。

論文

Experimental study on induced radioactivity in boron-doped low activation concrete for DT fusion reactors

佐藤 聡; 森岡 篤彦; 金野 正晴*; 落合 謙太郎; 堀 順一; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.66 - 69, 2004/03

DT核融合炉では、運転停止後メンテナンスのために、コンクリート製の生体遮蔽体に近づく。したがって崩壊$$gamma$$線線量率を最小化させることが重要である。本研究では、標準コンクリート及び低放射化コンクリートを準備し、DT中性子照射実験により誘導放射能を評価した。ここで用いた低放射化コンクリートでは、Si, Al, Fe等の量が標準コンクリートに比べて1$$sim$$3桁小さい。長寿命核種を生成するCo及びEuの微量元素もまた著しく減少させている。加えて、用いた低放射化コンクリートは、熱中性子を減少させるために1$$sim$$2wt%のホウ素を含んでいる。照射は原研FNSの80$$^{circ}$$ラインで合計で12時間行った。照射後、1日$$sim$$数か月後の誘導放射能を高純度Ge検出器による$$gamma$$線分析機を用いて測定した。照射後10日後の低放射コンクリートの誘導放射能は標準コンクリートより1桁小さいことがわかった。Na-24の誘導放射能が減少したためである。標準コンクリートではZrとRbの微量元素が観測されたが、低放射化コンクリートでは観測されなかった。また、低放射化コンクリートではCoが劇的に減少されていることが実験的に確認できた。本研究で用いた低放射化コンクリートは核融合炉の遮蔽材として非常に有用であると結論できる。

論文

Initial results of helium ash experiment in the JT-60 lower divertor

中村 博雄; 飛田 健次; 平山 俊雄; 小出 芳彦; 新井 貴; 栗山 正明; 久保 博孝; 草間 義紀; 杉江 達夫; 杉原 正芳; et al.

Fusion Technology, 18, p.578 - 582, 1990/12

核融合炉実現のためには、DT反応で生じたヘリウム灰の空プラズマ中での含有量を5~10%に制御する必要がある。以上から、ヘリウム灰排気特性は、トカマク実験での重要な課題である。しかし、従来の実験は、DIIIにおけるジュール加熱プラズマのみである。本報告は、JT-60の下側ダイバータ配位で、5~18MWのNB加熱を行い、ヘリウム灰排気特性を調べた。ヘリウムの補給は、ガスパフの他に、核融合炉でのヘリウム灰発生分布を模擬して、ヘリウムNB入射による中心補給も行った。以上の結果、NB加熱時には、高電子密度放電を実施して、ヘリウムが高リサイクリングとなり、ダイバータ部ヘリウム圧力を高く出来、ヘリウム灰排気が楽になることが明らかとなった。

報告書

原子炉核計算コードにおける反復解法の収束加速アルゴリズム

中原 康明; 藤村 統一郎

JAERI-M 5590, 48 Pages, 1974/03

JAERI-M-5590.pdf:1.39MB

一般に比較的広く用いられている中性子輸送S$$_{N}$$コード及び中性子拡散コードで用いられている有限差分方程式の反復解法の収束加速法についての統一的なサーベイを行った。また既存のコードで未だ用いられていない新しい加速法に関する最近の研究についてもサーベイした。さらに公表されている数値実験例をもとにして各種加速法についての評価を行った。これらの検討結果から粗メッシュ再釣合い法、CCP法、線優緩和法、チェビシェフ加速法及び改良型ウィーラント法が有望な加速法であるとの結論が得られた。これらの加速法の長所を生かしつつうまく組み合せることにより、既存のコードの収束性を大幅に改良することが可能である。

7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1