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報告書

PHITSシミュレーション結果の4次元可視化・解析ツールの開発

古高 和禎

JAEA-Data/Code 2014-027, 32 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-027.pdf:7.25MB

放射線輸送シミュレーション・コードPHITSにより得られた結果を4次元(3次元空間+時間)可視化することにより、シミュレーション結果の定量的理解を容易にし、それを用いた装置開発を促進することを目的として、ソフトウェア・ツールを開発した。実用に堪えるツールを可能な限り早く使用に供するために、使用可能な既存のソフトウェアを最大限活用することにし、可視化にはParaViewを、解析にはROOTを用いることにした。そして、PHITSによるシミュレーション結果をParaViewで可視化することができるようにするために、データ形式の変換ツール及び可視化を簡単化するツール(angel2vtk, DispDCAS1, CamPos)を作成した。一方、dieawayプロットの解析のためには、ROOTを利用したソフトウェア、dianaを作成した。

論文

Accessibility evaluation of the IFMIF liquid lithium loop considering activated erosion/corrosion materials deposition

中村 博雄; 竹村 守雄*; 山内 通則*; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 西谷 健夫; Simakov, S.*; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.1169 - 1172, 2005/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:37.38(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合材料照射用の中性子源である。IFMIFの液体リチウムターゲットでは、ターゲットアセンブリが中性子照射により放射化する。特に、背面壁の放射化損耗腐食生成物は、Liループに分布するため、装置保守作業時の近接性に影響を与えることが予想される。本論文では、ACT-4コードを用いて、放射化腐食生成物の機器への分布付着に伴う近接性について評価した。背面壁材料は316ステンレス鋼、損耗腐食面積は100平方cm、ループ内表面積は33平方m、損耗腐食速度は1年あたり1ミクロンとし、核データはIEAF-2001を使用し、1年間運転後の放射化レベルを評価した。その結果、1時間あたり10microSvを、近接性の基準値とすれば、放射化腐食性生成物のループへの付着を1%程度に低減すれば、1週間後に8cmまでの近接作業が可能であり、1か月後には、直接手で触れる保守作業が可能であることを示した。

論文

Estimation of radioactivities in the IFMIF liquid lithium loop due to the erosion and corrosion of target back-wall

山内 通則*; 竹村 守雄*; 中村 博雄; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; Simakov, S. P.*; 杉本 昌義

Fusion Science and Technology, 47(4), p.1008 - 1011, 2005/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

IFMIFリチウムループ中では、強力な中性子に照射されたターゲット背壁の放射化と腐食により大量の放射性腐食生成物が発生する。原研で開発された放射化計算コードACT-4, FENDLに基づく核融合炉用放射化断面積ライブラリー及び加速器用放射化断面積ライブラリーIEAF-2001を用いてその量を計算した。その結果、リチウム中の放射性腐食生成物は反応生成物Be-7に比べて非常に少ないことがわかったが、あいにくループの内壁に対する沈着挙動等リチウム中での腐食生成物の化学的特性データがほとんどない。そこで、1年間の運転によりリチウム中に発生した放射性腐食生成物の100%沈着を想定してリチウム配管周りの空間線量率を評価したところ、配管表面での作業のためには1年ほど冷却を待たないと許容線量率以下にならないことがわかった。したがって、保守作業のためには、放射性腐食生成物についても効率の良いリチウム浄化装置が必要である。

論文

Present status of beryllide R&D as neutron multiplier

河村 弘; 高橋 平七郎*; 吉田 直亮*; 三島 良直*; 石田 清仁*; 岩立 孝治*; Cardella, A.*; Van der Laan, J. G.*; 内田 宗範*; 宗像 健三*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.112 - 118, 2004/08

 被引用回数:29 パーセンタイル:86.95(Materials Science, Multidisciplinary)

ベリウム金属間化合物研究の現状と今後の研究計画について紹介する。ベリリウム金属間化合物が、微小球形状の中性子増倍材料として利用できるか否かを明らかにするため、低放射化性等の利点を有するBe$$_{12}$$Tiを用いた研究が1997年から日本で開始された。まず、回転電極法による微小球製造性に関しては、BeとTiの状態図研究から開始し、組成と組織の相関を明らかにした。それらの結果から、回転電極法で製造するために必要な電極棒の製造方法として、(1)$$alpha$$BeとBe$$_{12}$$Tiの固溶体を用いる方法と(2)Be$$_{12}$$TiとBe$$_{17}$$Ti$$_{2}$$の固溶体を用いる方法を選定し、(1)の方法により試作試験を行った。その結果、微小球が得られることが明らかになった。さらに、Be$$_{12}$$Tiの核的特性や各種特性評価を行った。それらの結果から、Be金属に比べて、トリチウムのインベントリーが小さく、構造材料やトリチウム増殖材料との両立性も優れており、水蒸気や空気中における化学反応性も小さいことが明らかになった。また、加速器を用いた照射損傷試験の結果、Be金属よりも照射損傷を受けにくいことが明らかになった。今後は、IEA国際協力の元、ヘリウムがベリリウム金属間化合物中に6000appm生成するまで中性子照射を行い、スエリング特性等を明らかにする予定である。

論文

第6回核融合炉のためのベリリウム技術に関する国際会議

河村 弘; 田中 知*; 石塚 悦男

日本原子力学会誌, 46(8), p.578 - 579, 2004/08

IEA主催第6回核融合炉のためのベリリウム技術に関する国際会議(BeWS-6)が、核融合炉に必要なベリリウムに関する研究開発を活性化することを目的に、平成15年12月2日(水)から5日(金)まで、宮崎市のワールドコンベンションセンターサミットで開催された。本稿は、日本原子力学会への会議報告として、会議概要などについてまとめたものである。

報告書

IFMIF-KEP; International Fusion Materials Irradiation Facility key element technology phase report

IFMIF国際チーム

JAERI-Tech 2003-005, 559 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-005.pdf:48.89MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m$$^{2}$$,鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器、体積9m$$^{3}$$の液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本タスク報告書では、3年間に実施した加速器,ターゲット,テストセル,設計統合のKEPタスク結果について記載した。

報告書

IEA低放射化フェライト鋼ワークショップ報告書; 2000年11月2日~3日,東京

核融合工学部; 物質科学研究部

JAERI-Conf 2001-007, 526 Pages, 2001/03

JAERI-Conf-2001-007.pdf:71.57MB

本報告書は平成12年11月2-3日に東京で開催された低放射化フェライト鋼IEAワークショップに関するものであり、会議で使用されたOHP及び要旨をまとめたものである。本ワークショップの目的は、低放射化フェライト鋼におけるIEA協力研究の進捗状況のレビューと今後の協力研究計画を協議することであり、EU,ロシア,アメリカ,日本から計50名余りの関係者が参加した。会議では、原研が開発した低放射化フェライト鋼(F82H)等の中性子照射データの報告、EUが新たに開発したEUROFER97の材料特性等が報告された。また、より高温強度に優れた低放射化酸化物分散強化(ODS)フェライト鋼の開発については、フェライト/マルテンサイト鋼の使用条件を十分考慮して性能を決定すべきであるとの認識で一致した。

論文

Effective thermal conductivity measurement of the candidate ceramic breeder pebble beds by the hot wire method

榎枝 幹男; 小原 祥裕; Roux, N.*; Ying, A.*; Pizza, J.*; Malang, J.*

Fusion Technology, 39(No.2 Part.2), p.612 - 616, 2001/03

増殖ペブル充填層の有効熱伝導度は固定増殖ブランケットの設計において重要なパラメータである。IEAの国際協力協定のもとで、固体増殖グループのサブタスクとして、熱線法を用いた各国の候補増殖ペブルを実際に用いた有効熱伝導度の測定を行い、タスクを終了した。測定には、CEAのLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$、FZKのLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$、日本のLi$$_{2}$$Oをサンプルに用い、425$$^{circ}C$$から750$$^{circ}C$$までの温度依存データと、圧力0.001MPaから0.2MPaまでの圧力依存データを取得した。えられたデータは過去のデータと一致し、幅広い条件ではじめてデータを精度よく明らかにした。また、得られたデータから、推定式の重要パラメータを決定した。これによって未測定の有効熱伝導度を精度よく推定することが可能となった。

論文

Experimental test of structural materials activation in the IFMIF neutron spectrum

Von-Moellendorff, U.*; 前川 藤夫; Giese, H.*; Wilson, P. P. H.*

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.919 - 924, 2000/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.53(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)ではリチウムターゲットに40MeV重陽子を入射することによりD-T中性子源とは異なる中性子場が形成され、その中で15MeV以上の高エネルギー中性子は全体の15%に及ぶと予想されている。これにより、D-T中性子場では起こり得なかった多数の反応チャンネルが新たに開く。一方、現在ロシアでは150MeVまでの高エネルギー放射化断面積ファイル(IEAF)の評価が行われている。IEAFの断面積の精度を調べるために、ドイツ・カールスルーエ研究所のd-Li中性子源を用いて放射化実験を行った。核融合炉の構造材であるステンレス鋼316、F82H、純バナジウム及びバナジウム合金をd-Li中性子場において照射し、誘導放射能を測定した。解析をALARA放射化計算コードとIEAFを用いて行い、実験及び解析結果の比較からIEAFに含まれている放射化断面積の精度を実験的にテストした。

報告書

低放射化フェライト鋼F-82Hの放電プラズマ焼結(SPS)接合技術の開発

石山 孝; 芝 清之; 菱沼 章道

JAERI-Tech 97-061, 46 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-061.pdf:5.39MB

核融合炉用低放射化フェライト鋼F-82Hは、原型炉以降の核融合炉の構造材料として製作技術の開発が進められている。構造物製作のための接合技術の一つとして、今回試験を行った放電プラズマ接合法は熱効率に優れ、低温短時間での接合が可能であり、接合時の結晶粒の成長が抑えられている。この方法を用いて接合した試験体の接合状態及び接合特性を評価するとともに引張特性データを取得した。その結果、接合表面の粗さを0.2$$mu$$m程度、接合圧力を200Kgf/cm$$^{2}$$、接合温度を800$$^{circ}$$Cとし、その後740$$^{circ}$$C$$times$$40minの焼戻し処理を施すことにより、ほぼ母材と同程度の強度が得られる接合が可能であることがわかった。

報告書

低放射化フェライト鋼F82H IEAヒート材の特性;IEAラウンドロビン試験中間報告,1

芝 清之; 菱沼 章道; 遠山 晃*; 正村 克身*

JAERI-Tech 97-038, 110 Pages, 1997/08

JAERI-Tech-97-038.pdf:5.13MB

低放射化フェライト鋼F82H鋼はIEA低放射化フェライト鋼ワーキンググループにおけるラウンドロビン試験の標準材に選ばれている。このラウンドロビン試験の日本分担分について、ミクロ組織、物理特性、機械特性の多くの特性についてのデータが得られた。この報告書では現在までに得られたデータについてまとめたものであり、これからもさらに多くの特性データが得られる予定である。

報告書

Addendum to IFMIF-CDA interim report

IFMIF-CDAチーム

JAERI-Tech 96-036, 32 Pages, 1996/08

JAERI-Tech-96-036.pdf:1.27MB

第2回IFMIF-CDA設計統合ワークショップにおいて、「IFMIF-CDA中間報告書」の概念設計の内容が再検討された。これら全体会合及び、各グループ会合での検討結果を基に、「IFMIF-CDA最終報告書」がまとめられる予定である。このレポートでは中間報告書からの追加変更される内容の概要が述べられている。

報告書

Minutes of the Second IFMIF-CDA Design Integration Workshop; May 20-25,1996,JAERI,Tokai,Japan

IFMIF-CDAチーム

JAERI-Conf 96-012, 394 Pages, 1996/08

JAERI-Conf-96-012.pdf:16.35MB

第2回IFMIF-CDA設計統合ワークショップが5月20-27日、原研東海研で開催された。本ワークショップの目的は、(1)基準設計案の検討と更新、(2)暫定スケジュールとコスト評価の検討、(3)次段階活動で要請される開発研究項目の洗い出し、である。本レポートでは会合の目的や成果の概要が述べられている。また、付録にはアジェンダ、参加者リスト、会合で配布された資料が集められている。

論文

IEA核融合の環境・安全性および経済性に関する国際研究協力と第4回国際トリチウムトピカルミーティング

天野 光

保健物理, 27(2), p.174 - 175, 1992/00

IEA核融合の環境・安全性及び経済性に関する国際研究協力が平成4年度から5年計画で予定されている。本研究協力では8つの技術課題(タスク)が提案されているが、このうちタスク1の「トリチウムの安全性と環境影響」に関して、研究協力に先行して開催されたワークショップの概要について報告した。また同時期に開催された「核分裂・核融合及びアイソトープ利用のトリチウムに関する第4回トリチウムトピカルミーティング」の概要を、環境安全・保健物理部門を中心に報告した。

論文

IEA核融合炉材料データベースの現状

中島 甫

核融合炉材料フォーラム,6, p.123 - 136, 1992/00

IEAが推進して来た核融合炉材料データベース整備活動をレビューするとともに今後の活動見通しを紹介する。核融合炉材料データベースの整備に関しては、データベース整備の重要性を共通認識とするためのシニアー・アドバイザリー・パネルでの討論概要をまとめた後、具体的な整備を開始するため昭和63年にオランダで開催されたワークショップでの作業内容を紹介する。さらに、ワークショップ後、日本と米国で実施したデータベース整備活動に言及する。今後の活動の見通しについては、とくにITER・EDAとの協力関係の重要性を強調する。

論文

第4回IEAセラミックス照射損傷ワークシヨップ

大野 英雄

日本原子力学会誌, 32(11), p.1099 - 1100, 1990/11

本報告は1990年6月27日~6月29日米国ロスアラモス国立研究所において開催された第4回IEAセラミックス照射損傷ワークショップをまとめたものである。本ワークショップでは、照射後試験に比べ大幅な電気抵抗の減少ならびに誘電損失の増大が予想される照射下その場電気特性研究の現状ならびに将来計画が日本、スペイン、イギリスならびに米国から報告された。また、重要となる照射下その場(in-situ)研究項目、照射下その場測定に有効な照射施設、国際協力などについて検討された。

論文

IEAエネルギー技術データ交換計画の概要

海老沼 幸夫

日本原子力学会誌, 30(3), p.207 - 211, 1988/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

標記計画は、IEA加盟の両側先進国が協力し、原子力と非原子力を含むエネルギー技術関連文献の英文二次情報を総合した共通データベースを作成し、各国で利用することを目的としている。同計画の発足経緯、運営法の要点、現状等について解説する。

論文

Evolution of the Japanese test coil work for the large coil task

島本 進; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 辻 博史; 高橋 良和; 吉田 清; 多田 栄介; 西 正孝; 奥野 清; 小泉 興一; et al.

IEEE Transactions on Magnetics, 17(5), p.1734 - 1737, 1981/00

IEAの国際協力として、原研で進めているLCT作業について、最近の実証試験の成果とコイル製作状況について発表する。

論文

Analysis of dieaway experiments in a uranium-238 sphere

後藤 頼男

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(10), p.619 - 625, 1973/10

劣化ウラン球体系における高速パルス中性子実験の解析を時間依存多群拡散方程式を用いて行った。時間の短い所での正確な解を求めるために鏡像原理を用いた。逆ラプラス、フーリェ変換は数値的に行った。使った群定数はYOM20群定数とJAERI-FAST70群を20群に縮約したものを用いた。実験と比較した結果、一度も散乱せずに源の中性子が飛んで来るような非常に時間の短かい所をのぞいて拡散方程式で充分記述しうることが明らかになった。この方法をP$$_{1}$$近似に拡張すれば一層良い結果が得られる。

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