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論文

Nuclear technology and potential ripple effect of superconducting magnets for fusion power plant

西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.6(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNb$$_{3}$$Snの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の$$gamma$$線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。

論文

Shielding design of ITER pressure suppression system

山内 通則*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*

Proceedings of 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/09

ITERでは、冷却管の破裂等による真空容器内の異常圧力上昇を抑制するために、圧力緩和系ラインが設けられている。この緩和系は遮蔽ダクトにより外部への中性子漏洩を抑えられているが、内部をストリーミングする成分は、真空境界としての破裂弁を放射化して作業員の被曝低減のための管理を困難にする。保守作業時に破裂弁周りの空間線量率を制限値(10$$mu$$Sv/h)以下にするために、ストリーミングに対する簡易計算コードDUCT-IIIを用いて遮蔽ダクトの設計条件を検討した。またダクト遮蔽体の最適構造を、3次元モンテカルロ計算コードMCNPを用いて評価した。その結果、断面が1.2m$$times$$1.2mの遮蔽ダクトの場合、屈曲数は1回以上、第1脚の長さは3m以上必要なこと,ダクト遮蔽体厚さは15cm程度必要だが、最適化により30%程度体積を低減できること等を明らかにした。

報告書

Study on shielding design method of radiation streaming in a tokamak-type DT fusion reactor based on Monte Carlo calculation

佐藤 聡

JAERI-Research 2003-014, 223 Pages, 2003/09

JAERI-Research-2003-014.pdf:10.94MB

トカマク型DT核融合炉には、さまざまな形状のスリットやダクトが存在する。スリットやダクトからの放射線ストリーミングによってブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量,超伝導トロイダルコイルの核的応答は増大する。本研究では、各種ストリーミングに対して、スリットやダクト形状,遮蔽体形状,遮蔽体組成,ホウ素濃度等に対するヘリウム生成量や核発熱率等のパラメータ依存性を3次元モンテカルロ法により系統的に評価し、これらのパラメータの関数として評価近似式を開発した。また、真空容器を貫通する大口径ダクトからの放射線ストリーミングによるダクト周囲の崩壊$$gamma$$線線量率を評価するために、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を用いた評価手法を開発した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることにより、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を行った。計算時間を大幅に短縮させるために、有効な分散低減手法を開発した。本手法を用いてITERダクト貫通部に対する遮蔽計算を行い、本手法の有効性を実証した。

論文

3-D shielding calculation method for 1-MW JSNS

前川 藤夫; 田村 昌也

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1051 - 1058, 2003/07

1-MW JSNSの遮蔽設計のために、MCNPX用の3次元遮蔽計算モデルを作成した。このモデルにはターゲット-モデレータ-反射体集合体,ヘリウムベッセル,中性子ビーム引き出しダクト,シャッター,遮蔽ブロック及びこれらの機器間のギャップや隙間等がモデル化されており、ストリーミング効果を詳細に考慮することができる。分散低減法として、セルインポータンスパラメータによる粒子分割/消滅法を用いた。中性子束が12桁以上減衰する直径15m高さ12mに及ぶ大きなターゲットステーションに対するセルインポータンスパラメータは、自動化された繰り返し計算により適切に求めることができた。本計算手法により、短時間(2日)でターゲットステーション全体の詳細な3次元遮蔽設計計算が可能となり、JSNSの遮蔽設計が進展した。

論文

Evaluation of shutdown $$gamma$$-ray dose rates around the duct penetration by three-dimensional Monte Carlo decay $$gamma$$-ray transport calculation with variance reduction method

佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11

 被引用回数:27 パーセンタイル:84.91(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ダクト周囲の停止後$$gamma$$線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊$$gamma$$線輸送計算を応用した計算手法を提案した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることによりモンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算を行い、崩壊$$gamma$$線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊$$gamma$$線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊$$gamma$$線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。

論文

Neutronics experiments for ITER at JAERI/FNS

今野 力; 前川 藤夫; 春日井 好己; 宇野 喜智; 金子 純一; 西谷 健夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Nuclear Fusion, 41(3), p.333 - 337, 2001/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:11.53(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERで発生する14-MeV中性子に起因するさまざまな核的問題に対処するため、原研FNSでは一連の核融合中性子工学実験をITER/EDAのR&Dタスクとして行ってきた。前回のIAEA会議では遮蔽に関してバルク遮蔽、ギャップストリーミング、核発熱及び誘導放射能実験を発表した。これらの実験を受けて、ITERのより複雑な遮蔽に対する設計精度を実証するために、ストレートダクトストリーミング実験を実施した。また、冷却材喪失事故時の安全性を担保するために、新たに崩壊熱測定実験を開始した。さらに、水の放射化を利用した信頼性の高い核融合出力モニターを開発した。本論文では、ITER/EDAのタスクとして原研FNSで新たに実施したこれらの実験の結果について報告する。

論文

Overview of straight duct streaming experiments for ITER

今野 力; 前川 藤夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.797 - 802, 2000/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.85(Nuclear Science & Technology)

ITERに存在する計測ポート、中性粒子ビーム入射ポート等のストレートダクトによる放射線のストリーミングに対する設計計算の精度検証のために小口径及び大口径ストレートダクト実験を実施した。基本的な実験体系は縦1.645m、横1.49m、奥行き1.2mの鉄体系とその後ろに設置された厚さ20cm以上の鉄で囲まれた1.05m$$times$$1.05m$$times$$0.8mのキャビティーから成り、小口径実験では鉄体系中に直径10cmの小口径ストレートダクトを2つ、大口径実験では40cm$$times$$40cmの大口径ストレートダクトを設けた。各体系でダクトの中心軸上、キャビティー内及びキャビティー壁表面で中性子、$$gamma$$線に関する実験データを測定し、ダクト及びキャビティーにより10MeV以上の中性子束がダクト上で6~7桁、ダクトから40cm離れたところでも3桁も増加することがわかった。一方、1MeV以下の中性子及び$$gamma$$線の増加の割合は最大2桁程度であった。FENDL-1,-2及びJENDL Fusion Fileを用いたMCNP4A解析から、ダクトのある場合のITERの核設計計算精度が40%以内であることがわかった。

論文

Neutron streaming evaluation for the DREAM fusion power reactor

関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03

高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900$$^{circ}$$Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。

論文

Streaming analysis of gap between blanket modules for fusion experimental reactor

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1129 - 1133, 1996/12

ITERブランケットモジュール間の幅20mmのギャップを透過する放射線を考慮した、ブランケットや真空容器のヘリウム生成率、トロイダルコイル(TFC)の核的応答(絶縁材の吸収線量等)を、2次元S$$_{N}$$放射線輸送解析コードDOT3.5及び3次元モンテカルロコードMCNP4.2を用いて評価した。その結果、TFCの核的応答は、設計目標値を充分下回った。真空容器表面(プラズマ側)のヘリウム生成率は、ギャップの中心線上においては、設計目標値の1appmを約2倍上回った。但し、中心線上から40mm以上離れた位置でのヘリウム生成率は、目標値を下回ることが判った。モジュール間のギャップの幅を変えた場合に関しても、同様の解析を行った。その結果、ギャップ幅が50mmの場合には、中心線上から、約130mm以上離れていれば、真空容器のヘリウム生成率は、目標値を下回った。

報告書

Shielding analysis of the ITER/EDA NBI duct

S.Zimin*; 真木 紘一*; 高津 英幸; 佐藤 聡; 常松 俊秀; 井上 多加志; 小原 祥裕

JAERI-Tech 94-015, 37 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-015.pdf:0.92MB

ITER/EDA設計における中性子粒子加熱(NBI)ポートの遮蔽解析を行った。対象とした設計はトロイダル磁場コイル(TFC)個数24であり、DOT3.5を用いた2次元解析を実施した。先ず、全体モデルにてTFCにおける絶縁材吸収線量、核発熱率、及びNBIポートにおける中性子束の評価を行い、続いてNBI詳細モデルにて、NBIポート内部におけるクライオパネルの核発熱と銅電極の損傷率(dpa)を評価した。解析の結果、現ITER/EDA設計におけるTFC及びNBIポートの核的応答は全て許容値を下回ることが分かった。

論文

Neutronics of neutral beam injector for ITER; Japanese proposal

井上 多加志; 秋場 真人; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 真木 紘一*; 水野 誠; 奥村 義和; 小原 祥裕; 関 昌弘; 田中 茂; et al.

Fusion Engineering and Design, 18, p.369 - 376, 1991/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:32.61(Nuclear Science & Technology)

ニュートロニクスの観点から、ITER用中性粒子入射加熱装置の設計概念が考察される。高パワー中性粒子ビームを炉心プラズマ入射するため、ITER本体と中性粒子入射装置は、大きな開口をもったポートとドリフト管で接続されており、これを通して炉心プラズマから中性粒子入射装置へ、高流束の中性子がストリーミングする。中性粒子入射装置内のニュートロニクス諸量を2次元中性子輸送・放射化計算によって得た。その結果、ビームライン機器は10$$^{9}$$~10$$^{11}$$n/cm$$^{2}$$sの高い中性子束に曝されること、中性粒子入射装置室の誘導放射能は運転停止後1日で10$$^{-10}$$Ci/cm$$^{3}$$以下となることが判明した。

論文

Experimental study on neutron streaming through steel-walled annular ducts in reactor shields

三浦 俊正*; 笹本 宣雄

Nuclear Science and Engineering, 83, p.333 - 349, 1983/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.67(Nuclear Science & Technology)

中性子ストリーミング計算を評価するための実験データーを得ることを目的としてJRR-4において鋼壁円環ダクト内の中性子束分布の測定が行われた。実験体系としては主冷却管周辺部、一体型舶用炉の主循環ポンプの周辺部、90°屈曲ダクトをそれぞれ模擬した体系および空隙巾並びに原子炉に対するダクトの設置位置をパラメーターとした6つの体系がとられた。これらの体系に対し放射化法によって反応率と中性子束が30%の精度で絶対値で求まっている。また実験データーに基づいて原子炉遮蔽体を貫通する鋼壁円環ダクトの軸方向中性子束分布を表わす経験式が得られた。これは直視面積Slの平方根を軸方向の単位距離とする簡単な距離の関数で表現されている。式の精度は原子炉に対するダクトの設置位置、中性子エネルギー、鋼壁の厚さおよびダクト周辺物質を考慮に入れて調べられた。式の精度は一般に3√Slから30√Slの範囲で30%以内である。

報告書

A Benchmark Experiment on D-T Neutrons and Secondary Gamma Rays Streaming Through a Concrete Bent Duct

田中 俊一; 大山 幸夫; 笹本 宣雄; 中村 知夫

JAERI-M 82-130, 41 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-130.pdf:0.91MB

D-T核融合炉の遮蔽設計に使用される計算コード、核定数を評価することを目的に、FNSのターゲット室に設置されている普通コンクリートから成る迷路において、D-T中性子とそれによって生じる二次ガンマ線のストリーミング実験が行れた。実験では迷路内における、中性子ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布が測定された。本報告書には実験方法、測定値の他、構造物の幾何学的配置と組成、および線源条件など測定値の解析に必要なすべての詳細なデータがまとめられている。

論文

Radiation streaming calculations for INTOR-J

関 泰; 飯田 浩正; R.T.Santoro*; 川崎 弘光*; 山内 通則*

Transactions of the American Nuclear Society, 38, p.555 - 557, 1981/00

原研が1979年にIAEA国際協力トカマク炉(IAEA)のワークショップに提案したINTOR-Jのダイバータ間隙と中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングの影響を評価した。2次元Sn輸送計算法と3次元モンテカルロ計算法を結合させて複雑形状におけるストリーミング解析を効果的に行なった。

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