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加熱率の計算長尾 美春
日本原子力学会モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.219 - 223, 2002/01
近年の軽水炉や核融合炉の材料についての照射試験においては、線による照射効果が着目されており、照射試料の温度予測の点からより正確な加熱率データが必要とされるなど、照射場特性として線が重要視されるようになってきた。そこで、JMTR炉内の線分布に関し、モンテカルロ手法を用い、より高精度な評価の検討を開始した。モンテカルロコードMCNPにより計算した加熱率を入力として、温度計算コードGENGTCで計算した試料温度は、測定データに対して-20~+10%の範囲であった。以上から、モンテカルロ手法を用いて3次元詳細モデルにより解析した加熱率データを用いて温度計算を行うことにより、照射試料の温度を実用的な精度で評価できる見通しが得られた。
長尾 美春; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 新見 素二; 藤木 和男
KAERI/GP-195/2002, p.49 - 55, 2002/00
モンテカルロコードMCNPを用いたJMTRにおける照射場評価手法の検討を行ってきた。これまでに行われた検証の結果、高速中性子束,熱中性子束のMCNP計算値は、フルエンスモニタによる測定値に対して各々
10%,30%の精度であった。加熱率については、試料部の温度で比較した結果、解析値は、測定値に対して-3~+14%で評価できた。以上の結果から、JMTR照射試験においては、中性子束,料部温度において高精度な評価が可能である。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.540 - 544, 2000/03
ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cmと80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*
Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.18(Nuclear Science & Technology)超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、線スペクトル、線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B
C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎
Fusion Technology 1998, 2, p.1473 - 1476, 1998/00
ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cm~80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。
池田 裕二郎; A.Kumar*
Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.881 - 888, 1998/00
FNSを用いた核融合中性子工学研究の一環としてマイクロカロリーメータを適用したD-T核融合中性子場の構造材中の核発熱測定法を開発してきた。測定データはKERMA関連核データ検証で有効に用いられた。その過程で、原子番号の小さい炭素やベリリウムは主に中性子に、高原子番号のタングステンや鉛は主に線が発熱を支配することが分かった。そこで、マイクロカロリーメータ測定を発展させた任意の中性子・線混在場で各々を独立に求めるドシメトリー法を提案した。中性子と線に各々感度が高い異なるプローブ組み合せ、温度上昇の実測値と解析データに基づく感度比から中性子線と線の線量を求めた。測定結果は、中性子及び線の輸送計算から求めた値と概ね一致した。その結果は、本ドシメトリー法の妥当性とともに実際の核融合環境での適用の有効性を示すものである。
前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 和田 政行*; 池田 裕二郎
Nuclear Science and Engineering, 126(2), p.187 - 200, 1997/06
被引用回数：3 パーセンタイル：30.09(Nuclear Science & Technology)D-T中性子を入射した鉄及びステンレス鋼遮蔽体中において、線スペクトルと線核発熱率を測定した。しきい反応による2次線に加え、核融合炉遮蔽にとって重要な低エネルギー中性子の捕獲反応に伴う2次線の測定も行った。本測定と以前に同体系で行われた中性子測定の結果を合わせ、4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.1,-3.2,-Fusion File,FENDL/E-1.0)の2次線データの妥当性評価を行った。その結果、JENDL-3.1と-3.2の14MeV中性子に対する鉄の線生成断面積が過大であり、JENDL-3.1では捕獲反応に伴う線の全エネルギー量が不適切であることが分かった。JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0では2次線データとして重要であるエネルギーバランスが保たれているため、鉄及びステンレス鋼のしきい反応、捕獲反応の両者に伴う2次線に対して高精度なデータが与えられていることが分かった。
近藤 貴; 木村 晴行; 草間 義紀; 森岡 篤彦; 森山 伸一; 三枝 幹雄; 永島 圭介; 芳野 隆治; 原野 英樹*
プラズマ・核融合学会誌, 72(12), p.1397 - 1405, 1996/12
JT-60Uにおいて、第2高調波イオンサイクロトロン周波数領域(ICRF)加熱により加速されたMeV領域のプロトンの閉じ込め特性を、ガンマ線計測により調べた。その結果、高エネルギープロトンとプラズマ中の不純物原子核(ボロン、炭素の他に計測用としてネオンガスの注入を提案)の非弾性散乱により発生するガンマ線を測定し、電子密度に対して大きく依存するスペクトルを得た。これらのガンマ線の強度比から、高エネルギープロトンの実効温度を評価した結果、電子との衝突によるプロトンの減速時間に依存する、0.5-1.2MeVの値を得た。また、実効温度と密度は、プロトンのラーマー半径には依存せず、磁場リップルによる軌道損失は少ないことを示した。さらに軌道追跡モンテカルロ計算でも、これを裏付けた。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 和田 政行*; 前川 洋
JAERI-Research 95-017, 71 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-017.pdf:3.09MB
94ITER/EDAのタスクとして、SS316/水複合系に対するバルク遮蔽実験を行った。この実験の目的は、D-T中性子に対するSS316/水遮蔽体の遮蔽性能に関する実験データを取得し、最終的に遮蔽設計裕度を導出することである。実験体系のテスト領域は、SS316と水の層状構造で、直径1200mm、厚さ1372mmの円筒形状をしている。i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)線スペクトル、v)線発熱率のデータを体系表面から体系内914mmの深さまで測定した。追加遮蔽体を付加することにより、914mmの深さでも実験室の壁反射バックグラウンドの影響の小さい実験データを取得することができた。以前に行ったSS316バルク遮蔽実験結果との比較から、SS316中の水の遮蔽性能に及ぼす効果を調べた。実験解析は、別に第2部で述べられている。
前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋
Fusion Engineering and Design, 28, p.753 - 761, 1995/00
核融合炉の超伝導磁石での核発熱は、ITER等の次期核融合装置の主要遮蔽設計パラメータであり、これには銅の2次線データが深く係わる。そこで銅体系についてD-T中性子場での積分実験を行い、線スペクトル、核発熱を測定した。また、輸送計算コードMCNP,DOTとJENDL-3.1を使った解析を行い、JENDL-3.1の銅の2次線データの検証を行った。その結果、D-T中性子によるしきい反応からの2次線データは妥当であるが、低エネルギー中性子の捕獲反応により放出される線については、そのスペクトルの形とエネルギーバランスに問題があることがわかった。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00
被引用回数：5 パーセンタイル：49.26(Nuclear Science & Technology)核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋
JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12
JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB
SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)線スペクトル、v)線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。
大山 幸夫; 関山 和徳*; 前川 洋
Fusion Technology, 26, p.1098 - 1102, 1994/11
小型のNE213液体シンチレーション検出器を用いたスペクトル荷重関数法を実験体系内での積分中性子束、
Liのトリチウム生成率及びガンマ線発熱率の測定に応用した。NE213は中性子とガンマ線の弁別が可能であるため、各々に対応した核特性パラメータを求めることができる。この方法は検出器の応答関数から求めたい核特性パラメータへの応答関数へ変換を行うスペクトル荷重関数を積分方程式を解くことで求め、測定された波高分布データの荷重和をとることで簡単かつ迅速にデータ処理を行うことができる。また、結果の統計的安定性もよく、核特性パラメータの応答関数(例えばLi(n,n'
)
T断面積)の精度が充分良ければ、検出器の精度によって実験誤差は支配される。この方法は、直接測定できる検出器のない場合や、ガンマ線の例のように小型検出器で通常のスペクトルアンフォールディング法が適用できない場合などに特に有効である。
前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋
JAERI-M 94-038, 77 Pages, 1994/03
銅は核融合炉において、超電導磁石あるいは第一壁に使われるなど、非常に重要な材料である。銅の核データの検証を目的として、日本原子力研究所FNSのD-T中性子源を使用してベンチマーク実験を行った。直径629mm、厚さ608mmの純銅製円柱状実験体系をD-T中性子源から200mmに設置した。その体系内において、i)MeV,keVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子反応率、iii)即発、崩壊線スペクトル、iv)線核発熱率、を測定した。本レポートは得られた実験データをまとめたものである。
鈴木 友雄*; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏
JAERI-M 93-143, 82 Pages, 1993/07
高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線あるいは隨伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。平成4年に第I部中性子輸送コードがJAERI-1327として報告された。本報告書は第II部としてガンマ線輸送コードの開発について報告している。計算法の概要を述べると共に、主目的としては、次の4個のガンマ線輸送コード:1)BERMUDA-1DG、2)同-2DG、3)同-2DG-S16及び、4)同-3DGの使用マニュアルとして、ジョブ制御文と入力データの準備、更に出力データの概要について述べている。
S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*; 真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 多田 栄介
JAERI-M 93-141, 75 Pages, 1993/07
ITER/CDAで設定された炉構造に対してニュートロニクス解析を実施した。2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉運転中の中性子及びガンマ線束分布、トリチウム増殖比、核発熱を求めた。またCINACコードにより誘導放射能計算を行い、放射能濃度、崩壊熱および炉停止後の生体線量率を求めた。本計算により、炉内および炉周辺の運転中と炉停止後の放射線環境が明らかになり、炉機器の設計条件として有用な情報を提供することができた。
今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋
Fusion Technology, 21(3), p.2169 - 2173, 1992/05
ITERのような次期核融合装置の遮蔽設計の精度向上を目指し、原研FNSにおいて、一連の核融合遮蔽実験を開始した。その第1段階として、SS316を用いたバルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内中性子スペクトルが、小型反跳陽子ガス比例計数管と14
NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40NE213を用いて、線核発熱率はTLDを用いて測定された。また、中性子スペクトルの指標として、
U・
Uの核分裂率及び放射化反応率分布も測定された。得られた実験データをもとに、次期核融合装置の遮蔽設計で用いられる核データと計算コードの妥当性がチェックされ、遮蔽設計の精度が向上すると期待できる。
前川 洋; 山口 誠哉; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 関山 和徳*; 小迫 和明*
Fusion Technology, 19, p.1949 - 1954, 1991/05
ベリリウムは核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。Be平板による中性子角度束スペクトルの測定値と、JENDL-3PR1等とによる計算値に不一致がみられることから、相補的なデータを得る目的で本実験を計画した。実験体系はBeブロックで構成された630mm
456mmの円筒状で、実験手法は従来のベンチマーク実験と同様である。測定量は各種反応率分布や反跳陽子比例計数管とNE213スペクトロメータによる中性子スペクトルの測定、並びに、線核発熱である。実験解析はモンテカルロコードMCNPを用い、核データとして、JENDL-3、JENDL-3PR1、ENDF/B-TV、LANLを使用した。JENDL-3による計算結果は実験値を良く再現しており、JENDL-3PR1に比べて、JENDL-3が大巾に改善されていることが判った。
山口 誠哉; 前川 洋; 小迫 和明*; 中村 知夫; K.G.Porges*
Fusion Engineering and Design, 10, p.163 - 167, 1989/00
被引用回数：7 パーセンタイル：63.59(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケット規模体系中のガンマ線発熱率分布を熱蛍光線量計(TLD)を用いて測定した。測定には異なる実効原子番号を持つ4種類のTLDを用い、内挿法を適用した。
SiO and BaSiO岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 川瀬 幸男*; 大野 秋男; 三田 敏男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.70 - 73, 1985/00
被引用回数：1 パーセンタイル：24.25(Nuclear Science & Technology)市販の3種類のTLDと実効原子番号の大きい新しいTLDSrSiO及びBaSiOの5種類のTLDを用いて、FCAXI-1集合体中でのガンマ線発熱分布を測定した。集合体内の各領域におけるガンマ線発熱を、市販の3種類のTLDを用いて求めた場合と新しいTLDを含む5種類のTLDを用いて求めた場合とで比較した。その結果、新しいTLDを用いることにより炉心などの原子番号の大きい領域中でのガンマ線発熱の測定精度が向上し、これらのTLDが非常に有用であることがわかった。この5種類のTLDより得られた発熱分布の測定精度は、炉心領域で20-40%,ブランケット領域で10%であった。計算は、遮蔽材料群定数JSD1000を用いて、中性子100群,ガンマ線20群で1次元S8P3輸送計算を行った。計算結果は、発熱分布の傾向をよく捉え、テスト領域では実験値と比較的よい一致を示した。一方、ドライバー領域では若干過小評価であり、ブランケット領域では過大評価であった。
