Shutdown dose evaluation experiment for ITER

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00198-4

ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。

Measurement of activation cross sections for mercury isotopes in the neutron energy range between 13.4 and 14.9MeV

春日井 好己; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1048 - 1056, 2001/12

https://doi.org/10.3327/jnst.38.1048

日本原子力研究所の核融合中性子源(FNS)を使って、13.4から14.9MeVのエネルギーの中性子に対する水銀の放射化断面積を測定した。測定した反応は、Hg(n, 2n)Hg, Hg(n, 2n)Hg, Hg(n, p)Au, Hg(n, p)Au, Hg(n, p)Au, Hg(n, p)Au, Hg(n, p)Au, Hg(n, 2n)Hg及びHg(n, p)Auである。Hg(n, p)AuとHg(n, p)Au反応については、初めての測定である。また、Hg(n, 2n)Hg, Hg(n, 2n)Hg, Hg(n, p)Au及びHg(n, p)Au反応については、初めて複数の中性子エネルギーにおいて測定を行った。今回の測定値と過去に報告された測定値及び最近の評価値とを比較した結果、いくつかの評価値については再評価が必要であることを明らかにした。

DORT analyses of decay heat experiment on tungsten for ITER

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.961 - 965, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00522-1

ITERのダイバーターでのタングステンの崩壊熱の精度の良い評価がITERの安全性の大きな課題の一つになっている。タンクステンの崩壊熱の大半はW(n,)W反応でできる。Wが占め、タングステンの崩壊熱評価の精度は、W生成の評価精度によってその大部分が決まる。そこで、原研FNSで実施したITERを模擬した中性子場でのタングステン崩壊熱実験のうち12.6mm厚のタングステン中のW生成分布データをDORTコードで解析し、多群ライブラリーを用いたW生成評価計算の精度を調べた。多群ライブラリーはFENDL/E-1.1からNJOY,TRANSXコードで作成した。比較計算としてFENDL/E-1.1を用いたMCNP計算も行った。その結果、自己遮蔽補正をすればDORT計算でもMCNP計算と同程度の精度でW生成を評価できるものの、実験値を20%過小評価することがわかった。

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

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00185-X

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1.05m1.05m0.8m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40cm40cm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、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。

Decay heat experiment featuring low-energy neutron induced tungsten-187 production in ITER baffle plates and its analysis

前川 藤夫; 和田 政行*; 今野 力; 春日井 好己; 池田 裕二郎

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.809 - 814, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00193-9

原研FNSにおいてITERバッフル板の崩壊熱測定実験を行った。バッフル板を模擬した12.6mm厚のタングステン板内に22枚の5mのタングステン箔を挿入してITER模擬中性子場で照射し、箔に生成した放射能による崩壊熱及びWの放射能を測定した。また、MCNPコードによりタングステン板中における平均中性子束スペクトルと実効W(n,)W反応断面積を計算し、これらを用いてACT4コードによりタングステン板中における崩壊熱を計算した。その結果、用いる放射化断面積の出展の違いにより計算結果は最大で50%も異なった。FENDL/A-2.0の放射化断面積を用いた計算値は実験値と約10%以内で一致し、最も良い結果を与えた。また、中性子束の自己遮蔽効果に考慮しないW(n,)W反応断面積を用いた場合には崩壊熱を30%過大評価することがわかった。

Decay heat experiment and validation of calculation code systems for fusion reactor

前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎

JAERI-Research 99-055, p.188 - 0, 1999/10

JAERI-Research-99-055.pdf:8.59MB

核融合炉の冷却材喪失事故時等の安全性解析において、崩壊熱量の正確な評価は極めて重要である。そこで、ITER/EDAのタスク(T-339)として崩壊熱測定実験を行い、その妥当性を検証した。まず、崩壊熱を高精度かつ効率的に測定できる検出器、全エネルギー吸収スペクトロメータを開発し、原研FNSの14-MeV中性子で照射した32種の試料から発生する崩壊熱を1分~400日の冷却時間範囲にわたって測定した。実験解析により崩壊熱計算コード(ACT4,CINAC-V4)、放射化断面積ライブラリー(FENDL/A-2.0,JENDL放射化ファイル等)、及び崩壊データの妥当性を検証した結果、コードやデータに修正すべき問題点が見つかった。これらに対処した結果、多くの試料について計算値は実験値と良い一致を示した。特にITERで重要なステンレス鋼316及び銅については、崩壊熱を10%以内の精度で予測できることがわかった。

Compilation of benchmark results for fusion related nuclear data

前川 藤夫; 和田 政行*; 市原 千博*; 牧田 陽*; 高橋 亮人*; 大山 幸夫

JAERI-Data/Code 98-024, 174 Pages, 1998/11

JAERI-Data-Code-98-024.pdf:6.71MB

本レポートは、核融合炉の核設計で使われる評価済み核データの精度検証を目的として行ったベンチマークテストの結果をまとめたものである。一部の成果はシグマ委員会と炉物理委員会の合同で組織された核融合炉ニュートロニクス積分テストワーキンググループの活動として得られた。原研FNS及び大阪大学OKTAVIANの2つのD-T中性子源施設を用いて行われたベンチマーク実験の解析により、3種の評価済み核データファイル(JENDL-3.2,JENDL核融合ファイル,FENDL/E-1.0)及びFENDL/E-2.0に選択された核データの中から、実験値の存在する総計21元素の中性子及び2次線データに対するベンチマーク計算結果を実験値と比較した結果が収録されている。

Some comments for cross section data of iron around 15 MeV

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 小迫 和明*

Fusion Technology, 34(3), p.1013 - 1017, 1998/11

原研FNSで実施した鉄ベンチマーク実験の解析をJENDL Fusion File,FENDL/E-1.1,EFF-3.0ライブラリーを用いてDORTコードで行い、10MeV以上の中性子束の体系深部での大きな過小評価の原因を検討した。その結果、FENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileの鉄のデータのうち15MeV付近の弾性散乱の角度分布を最も前方の強いEFF-3.0のFeのデータと置き換えたライブラリーを用いると、10MeV以上の中性子束の体系深部での過小評価が大幅に改善されることがわかった。また、FENDL/E-1.1の鉄のデータと比べ、15MeV付近でJENDL Fusion fileの(n,2n),(n,np)反応断面積はそれぞれ9%、28%過大、EFF-3.0の非弾性散乱断面積では5%過小で、これらも10MeV以上の中性子束の体系深部での過小評価の要因であることを明らかにした。

Benchmark experiment on vanadium assembly with D-T Neutrons; Leakage neutron spectrum measurement

Kokooo*; 村田 勲*; 中野 大介*; 高橋 亮人*; 前川 藤夫; 池田 裕二郎

Fusion Technology, 34(3), p.980 - 984, 1998/11

原研FNSにおいて、バナジウム及びバナジウム合金に関するベンチマーク実験を行った。厚さ5~25cmの実験体系にパルス状D-T中性子を入射し、体系から漏洩してくる中性子のエネルギースペクトルを0度及び25度の2つの角度点において飛行時間法により測定した。中性子の検出効率は、ベリリウム及び黒煙からの漏洩中性子スペクトル、Cf-252の核分裂スペクトル、水素の弾性散乱を利用して実験的に、そしてSCINFULコードによる計算も併用して決定した。測定した中性子スペクトルは、MCNP輸送計算コード及びJENDL-3.2,JENDL Fusion File,EFF-3,FENDL/E-1.0の4種の評価済み核データファイルによる計算値と比較した。その結果、すべての計算値は実験値とおおむね一致した。

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。