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林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02
被引用回数：26 パーセンタイル：83.25(Nuclear Science & Technology)核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH
とTiHは1気圧において640
C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrHとMg(BH
)は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により
線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH
Mg(BH) and F82HTiH and F82Hwater and F82H。
飯島 進*; 加藤 雄一*; 高崎 謙一*; 岡嶋 成晃
JAERI-Data/Code 2004-016, 91 Pages, 2004/12
JAERI-Data-Code-2004-016.pdf:7.45MB
高速炉臨界実験装置FCAを用いた実験を、統一のとれた流れに従って解析することを目的に、高速炉核特性計算コードシステム"EXPARAM"を開発した。EXPARAMは、原研及び米国の研究機関でここに開発されてきた計算コードに手を加え、計算手法の統一を図りさらに計算コード間のデータの受け渡しを系統的に行えるように整備した計算コードシステムである。群定数と拡散理論及び輸送理論に基づく体系計算コード及び摂動計算コードにより、臨界性に関する実効増倍率,出力特性や増殖性能に関する反応率や反応率比及び反応度効果に関するドップラー係数やナトリウムボイド係数を計算する。さらに動特性に関連する物理量として即発中性子寿命及び実効遅発中性子割合を計算する。EXPARAMを整備したUNIX環境では、ダイレクトアクセスファイルにより計算コード間のデータの受け渡しを行う。
奥村 啓介
日本原子力学会第36回炉物理夏期セミナーテキスト, p.81 - 102, 2004/08
不連続因子を使用する近代ノード法は、近年の商業用軽水炉の炉心特性解析において、広く利用されるようになってきた。これらの基礎理論,数値計算手法,計算結果の例について、初心者向けに解説する。
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線線量率を評価するために、崩壊線モンテカルロ計算を用いた評価手法を開発した。即発線スペクトルを崩壊線スペクトルに置き換えることにより、崩壊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。
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。
大山 幸夫; 前川 洋; 日米協力研究グループ
日本原子力学会誌, 36(7), p.612 - 618, 1994/00
ブランケット内での中性子核反応を利用したトリチウム燃料の増殖再生はDT燃料を用いる核融合炉概念においては、その成立性に関わる重要課題である。工学的な設計においては、核データ、計算手法、構造のモデル化などの問題が相乗的に関わっており、トリチウム増殖比等の炉パラメータの設計余裕度を設定するためには、核設計計算の信頼性を実験的に確認することが必要である。このため日米核融合協力協定のもとにFNSを用いたブランケット中性子工学に関する協力研究が1984年から1993年まで続けられた。この計画によって核的模擬による工学実験技術及び核パラメータ測定法の大きな進展がもたらされ、設計手法を含めた核設計の安全係数の評価へと結実させられた。本稿では、これらの協力研究で得られた成果について紹介する。
後藤 頼男
Annals of Nuclear Energy, 18(8), p.455 - 465, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.51(Nuclear Science & Technology)PWRの燃料アッセンブリをひとつのノードと考えると、原子炉計算は応答行列法を用いると非常に容易になる。勿論燃料アッセンブリは非均質体系であるが、最近開発された非均質因子を導入すると「等価定理」が利用できて、反応率を保存した拡散コードによる均質計算が出来る。均質計算の結果を非均化するには、単一燃料アッセンブリの計算による補正因子をかければ良い。正方形についての応答行列の計算には群論が用いられているが、応答行列を求める場合の群の既約表現による境界条件が不充分であることが明らかになった。この欠点を改良するため正方形の一辺の半分についての入射カーレントを定義した。この計算法によると前述の境界条件が合理的なものとなる。
島川 聡司; 河村 弘; 永岡 芳春; 斎藤 実
JAERI-M 87-036, 51 Pages, 1987/03
本報告書は、材料試験炉(JMTR)の水ル-プOWL-2で照射される核融合炉増殖ブランケット試験体について、SRACコ-ドシステムを用いて行なった予備核計算結果を記したものである。増殖ブランケット試験体の照射は、核融合炉増殖ブランケットの設計の為の工学的デ-タを得るために計画されている。増殖ブランケット試験体には、LiOが充填されており、その充填部の寸法は、直径96.3mm,長さ500mmである。本核計算により得た主な結果を以下に示す。1)トリチウム生成速度は約39Ci/dayである。2)トリチウム生成について、熱外中性子の全中性子に対する寄与率は約35%である。3)LiOの充填率が20%以上の場合、トリチウム生成速度はほぼ一定となる。
山田 光文*; 湊 章男*; 関 泰; 川崎 弘光*; 前田 正隆*
JAERI-M 86-084, 32 Pages, 1986/06
核融合炉等の設計において核発熱などによる炉コンポ-ネント中の温度分布を精度良く計算するために、核熱結合計算コ-ドシステムを開発した。今回開発した計算システムは2次元体系を対象としており、核発熱が時間的に一定な定常問題のみならず崩壊熱のような非定常問題も取り扱う事ができる。また、結果の図形表示機能を充実させた。本計算システムを用いる事によリ、2次元体系を対象とする核発熱による温度分布を 高い精度で効率良く求める事が可能となった。
中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; M.Z.Youssef*; J.Jung*; M.E.Sawan*
JAERI-M 85-201, 281 Pages, 1985/12
原研と米国間で進行中の核融合ブランケットにおけるニュートロニクスの協同研究の一部として、計算ベンチマークを行い、その結果の相互比較を行った。本レポートはそのまとめであり、UCLAで編集したものである。このベンチマーク計算の目的は、日米双方がFUSの実験解析に用いる核データと輸送コードを使って四つの問題を解き、それらを比較することによって、実験解析の結果生じる不一致を解釈するのに役立てる。また、核データの違いに起因する不確かさの範囲を評価する点でも有用である。
関 泰; 川崎 弘光*; 前川 洋; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 中村 知夫
JAERI-M 83-061, 33 Pages, 1983/04
1978年に黒鉛反射体付酸化リチウムの擬似球体系において
Th、
U、
Npと
Uの核分裂率分布が測定された。この体系の中心において14MeV中性子をD-T反応により300kVコッククロフトウォルトン型加速器PNS-Aを開いて発生させた。核分裂率分布を、最近評価し直した原子数密度と最新の核データを用いて計算した。その結果計算された核分裂率の値は測定値とほぼ実験誤差の範囲内で一致した。両者の一致は酸化リチウム領域で特に良く、この領域における中性子のスペクトルが正しく計算されていることを示している。黒鉛領域におけるThの核分裂率についての不一致はTh核分裂計数管の中に核分裂核種の不純物の存在を暗示している。黒鉛領域の酸化リチウムに近い位置ではUの核分裂率を計算値は約15%過大評価している。
土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*
JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01
SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。
関 泰; 飯田 浩正
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(4), p.301 - 304, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合炉の第1壁14MeV中性子束のポロイダル方向分布とトリチウム増殖比をモンテカルロ法を用いて計算した。その結果、実際の14MeV中性子束のポロイダル方向分布は、入射中性子束分布とかなり異なることが示された。またトリチウム増殖比は、S
輸送計算で求めた値よりも約5%大きく計算された。
山内 通則*; 中山 光雄*; 南 多善*; 関 泰; 飯田 浩正
JAERI-M 8247, 89 Pages, 1979/05
放射線遮蔽計算に際して、精度評価の対象とした反応率に対する各種の核断面積の感度を2次元体系において計算する2次元感度計算コードSENSETWOを開発した。本コードは2次元S輸送計算コードTWOTRAIN-IIによって計算された粒子(中性子、ガンマ線)束と随伴粒子束から1次振動論に基づいて感度を計算する。従来の同種コードに対する本コードの改良点は、極めて簡単な入力形式と感度計算に使用する反応率の自動入力(コードが計算して入力する)にある。
関 泰; 飯田 浩正; 井手 隆裕*
JAERI-M 6783, 69 Pages, 1976/11
原研で行なわれた核融合実験炉の第1次予備設計において超伝導マグネットの放射線に対する遮蔽設計を行なった。予備的に定めた遮蔽層を変更して全ての遮蔽設計基準が満たされる様にした。超伝導マグネットの遮蔽設計に対する1次元計算モデルの適用性を検討し、円柱モデルが適している事を示した。また生体遮蔽設計を検討し2mの厚さの通常コンクリ-トを2次生体遮蔽とすれば十分である事を示した。
