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徳永 翔; 堀口 洋徳; 中村 剛実
JAEA-Technology 2023-001, 37 Pages, 2023/05
研究用原子炉JRR-3の冷中性子源装置(Cold Neutron Source: CNS)は、原子炉内で発生した熱中性子を減速材容器内に貯留した液体水素により減速し、エネルギーの低い冷中性子に変換する装置である。CNSから発生した冷中性子は、中性子導管を用いて実験装置に輸送され、生命科学、高分子科学、環境科学等を中心とする多くの物性研究に利用されている。中性子科学における世界の研究用原子炉との競争力を維持するためには、冷中性子強度の改善は不可欠であり、新たな知見を取り入れた新型CNSの開発を進めている。現行のJRR-3のCNSの減速材容器は、水筒型のステンレス製容器を採用しており、材質及び形状の変更により冷中性子束の強度を向上させることが可能である。そのため、新型減速材容器の基本仕様は、材質を中性子吸収断面積の小さいアルミニウム合金に変更し、さらに、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて最適化した容器形状に変更した。これらの仕様変更に伴い、発熱や伝熱の条件に変更が生じることから、熱流力設計上の成立性を確認するため、JRR-3のCNSについて自己平衡性、熱輸送限界及び耐熱・耐圧等について改めて評価を行った。本報告書は、新型減速材容器に関わる熱流力設計上の評価を実施し、その結果を纏めたものである。
麻生 智一; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04
核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な機器である。J-PARCでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造と、大強度冷中性子ビームを広い立体角、すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の冷減速材容器をターゲットシステムに設置する予定である。いずれも高圧低温の液体水素を流動させるために、超臨界水素条件(1.5MPa,20K)までを視野に入れた構造設計とともに、中性子性能を低下させる局所の水素温度上昇を防止するように容器内流動を最適化する必要がある。そこで、扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、水による可視化流動実験をアクリル製の模擬容器を用いて行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにして、流動解析結果と比較評価するとともに、実機容器内液体水素の温度分布を予測した。また、容器底面における衝突噴流の熱伝達特性を予備的に求め、解析コードの検証を行った。以上の結果から、冷減速材設計における工学的な実現性の見通しを得た。
麻生 智一; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 高橋 才雄*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2002-096, 76 Pages, 2002/12
日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同して開発を進めているメガワット規模の核破砕ターゲットシステムでは、ターゲットで発生した中性子は液体水素減速材を用いて適切なエネルギーレベルに選別される。このとき、液体水素は温度上昇を抑制するために強制循環される。液体水素減速材の運転では、加速器ビームのトリップや冷減速材システムにおける異常時に、液体水素循環系を確実に制御あるいは安全に停止させる安全保護システムを確立することが必須である。そこで、システム設計及び安全評価のための技術データの取得を目的に、液体水素の代わりに液体窒素(最高1.5MPa,最低77K)を用いた冷減速材システム試験装置を設計・製作した。この試験装置を用い、システム動特性を明らかにするため極低温システムの運転制御性実験を行った。本報は冷減速材システム試験装置の運転実験を行った結果と実機液体水素ループの構築のための技術的な課題についてまとめたものである。
Kritmaitree, P.; 秋山 光庸*; 日野 竜太郎; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.101 - 107, 2002/01
被引用回数:6 パーセンタイル:39.04(Nuclear Science & Technology)大強度陽子加速器計画では、物質・生命科学実験施設の中性子源に用いる冷減速材システムの設計を進めており、システムの合理化のために液体水素を循環させる体積型スクロールポンプの開発が急務となっている。スクロールポンプは、原理的に高効率,低騒音低振動,高信頼性が期待できるため、冷媒圧縮機などとして実用化され、運動性能の向上を目的に広く研究開発が進められている。本報では、液体水素への適用性を調べるため、ポンプ内の流れ場について低レイノルズ数型k-乱流モデルを用い数値解析を実施し、歯形の並進回転運動に伴う圧力変動を移動境界アプローチにて検証した。その結果、円滑な吐き出し流動を実現できる見通しを得た。
千原 順三
J.Phys.,C, 20, p.753 - 763, 1987/00
液体金属(または高密度プラズマ)中に混入した原子の電子構造と、それを取り囲むイオンや電子の配列とは、互いに依存し合っている。従って混入原子のエネルギー準位を定めるには、従来の原子構造の計算と液体の構造を定める2つの問題を組み合わせて解かねばならず、まだ確立した方法がない。そこで密度汎関数法を用いて、これらを統一して扱える方法を提起し、液体金属水素中のネオン(プラズマ診断に用いられる)ライマン-アルファ・連続スピクトルの端の密度・温度による変化を計算した。
千原 順三
Strongly Coupled Plasma Physics, p.587 - 596, 1987/00
液体金属をイオンと電子から成る2成分系として扱った場合、古典粒子と量子論的粒子の混合系を扱う必要を生じる。原子中電子、固体中電子に用いられている密度汎関数法をもとに、古典液体での粒子間相関を定める積分方程式(HNC方程式)を量子液体にも適用できるように拡張される。この方程式は、他の人々によって提唱されている方法も、その1段低い近似として含んでいることも示される。これらの関係と液体金属水素への応用例を含めてreview talkを行う。
木下 正弘; 山西 敏彦; J.R.Bartlit*; R.H.Sherman*
Fusion Technology, 10, p.137 - 148, 1986/00
Hガスの流れを充填部の最上端付近に加えるという発想により、流下液膜式ヘリウム分離塔の特性が大幅に改良されている。充分に短い充填部(TSTAの入力条件下では1.4m)で、塔頂を出るトリチウムの流量は極端に小さく抑えることができ(0.2Ci/y)、しかも圧力は1atmまで下げることができる。冷凍部の仕様の決定用として、ColburnとHougenの方法を用いた1つの設計モデルを提案し、ヘリウムの存在が設計手順をいかに複雑化するかを示す。制御方式の提案も行い、深冷蒸留塔の制御方式との違いを明らかにする。冷媒ガスの入力条件を変化させても解消できない圧力上昇は、塔頂ガスの流量を増加させることによって取り除く。塔頂ガス中のトリチウム濃度は、上記のHガスの流量によって制御する。
千原 順三
J.Phys.,C, 19, p.1665 - 1677, 1986/00
液体金属中のイオン間実効ポテンシャルを汎関数密度法により、電子-電子、電子-イオンの直接相関関数(DCF)を用いて記述される公式を導いた。この関数を用いることで、電子の交換相関効果にたいするイオンの影響・イオンのまわりの集まる電子にたいする非線型効果が取り入れられている。このようにして従来の擬ポテンシャル法では扱えなかったこの2つの効果が含まれるようになった。この公式を液体金属水素に適用した結果は、この2つの効果のために、従来の実効ポテンシャルとは非常に異なることが示された。
勝田 博司; 岩本 博実*; 大野 英雄
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.167 - 170, 1985/00
被引用回数:28 パーセンタイル:92.80(Materials Science, Multidisciplinary)中性子増倍材を含有する液体核融合炉ブランケット候補材料、LiPb (m.p.: 235C)について、水素圧力100800torr、温度範囲300450Cで水素溶解量を測定した。測定は、約10grの試料を用いて、Hot Extraction法を用いて行った。その結果水素溶解量は、加えた水素圧力の1/2乗に比例しており、この測定圧力範囲でSievertsの法則が成立することを明らかにした。また水素溶解量の温度依存性は、測定精度の範囲内では、温度により変化しないことが明らかにされた。これらの結果より本測定範囲におけるSieverts'定数は2.910が得られた。本測定結果は理論的に予測されたものと近いものであるが、高濃度領域でSieverts'法則の成立を否定したトリチウムを用いた実験結果とは異なるものであった。
千原 順三
Progress of Theoretical Physics, 72(5), p.940 - 955, 1984/00
被引用回数:31 パーセンタイル:85.37(Physics, Multidisciplinary)液体金属水素を陽子と電子とからなる2成分系として扱い、陽子・陽子、陽子・電子の2体相関関数をQHNC方程式を解くことで計算した。これによって、十分に高密度高温領域(例えば密度4.310個/cmで4,400K以上)では、水素は、陽子のまわりで電子の束縛状態をもつことなく液体金属状態になっていることが示された。またこの液体金属状態において相が2つあり、その間の相変化は1次であることが示された。例えば密度6.010個/cm、温度52,600Kでは、QHNC方程式は、高温相と低温相に属する2つの解をもつ、そして低温相では、電子間の相関に陽子の局所秩序が強く現われる。
田中 知*; 勝田 博司; 古川 和男; 清瀬 量平*
Journal of Nuclear Materials, 97(1-2), p.59 - 66, 1981/00
被引用回数:10 パーセンタイル:75.72(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉液体Liブランケットからのトリチウム分離回収に関する基礎研究として、液体Liと接触したNb膜の水素透過実験を行った。1KgのLiを有する自然循環型ループ中に0.02cm厚、5.8cmのNb膜をビーム溶接したセンサー部を浸漬して測定が行なわれた。 このLi-Nb系に対する水素透過係数は、気相中で測定したNbのそれに比較して、約2桁低い値となった。これはNbのLiとの接触面に生成したNbN膜が水素透過を妨げている事が予想された。つづいての実験で、Li中にTiを入れLi中のNをゲッターした場合、水素透過係数が大きくなる結果が得られた。この液体Li中のNb表面膜の水素透過に及ぼす効果が、Li中の不純物濃度コントロールとの関連に於いて研究された。
勝田 博司; 石谷 隆広*; 古川 和男
Nuclear Technology, 32(3), p.297 - 303, 1977/03
被引用回数:36Li-LiH相系と水素とLiの原子比が2.010~1.310の水素濃度を有する液体Li(単相)について平衡水素圧力を測定した。また液体Li(1.3Kg)をコールドトラップで純度管理を行い、200C~450Cのコールドトラップ温度に対する平衡水素圧力を測定した。平衡水素圧力の温度変化から、みかけの水素溶解熱が得られ、Li-LiH系に対しては34Kcal/mol、Li単相に対しては19~21Kcal/molが得られた。さらに本実験で求めたSieverts'定数を用いて、平衡水素圧力から低濃度(210H/Li)領域の水素溶解度を推定した。この結果、コールドトラップ制御による水素溶解度はLi-LiH系からもとめたものの1/2~1/3倍であることが示された。
勝田 博司; 古川 和男
Nuclear Technology, 31(2), p.218 - 231, 1976/02
被引用回数:11液体Na中の不純物挙動研究用Loop(Impurity Behavior Test Loop,Na量約200l)を用いて、主としてNa中の酸素と水素の挙動を研究した。コールドトラップ温度の関数として、酸素および水素の溶解度を求めると、両者とも180C以下で異常に高い値を示した。これはNa中で酸素と水素間にattractiveな相互作用が働き、(OH)種が安全に存在するためと仮定した。これより、(OH)種の溶解度を推定し、このデーターから(O)in Na+(H)in Na=(OH)in Naの反応の自由エネルギー変化〔?G°(kcal/mol)=-28+0.043T〕を求めた。また平衡水素圧力の温度変化から、みかけの水素溶解熱(?H=1.6kcal/mol)が得られた。さらにNa中に水素を添加することにより、300CNa中の酸素活動度が減少することが測定された。この結果も酸素と水素の相互作用の仮定から説明された。
徳永 翔; 中村 剛実
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の研究用原子炉JRR-3では、冷中性子源装置(CNS)の一部である減速材容器の高度化のため材質及び構造の変更を予定しており、現在詳細設計を実施している。その設計にあたっては、新たな容器を適用したCNS系全体の水素の閉ループサーモサイフォンについて、流動安定性及び容器内のボイド率変動を評価する必要がある。前回の発表では、RELAP5/MOD3.2による一次元管路網解析を実施し、当該解析コードが評価に使用できることを確認した。今回は、より詳細なモデルで解析を実施し、既存CNS設備の流動状態について整理した。その妥当性については、過去の試験結果を基に評価した。その結果、閉ループサーモサイフォンのメカニズムについて定量的に評価することができた。
高田 弘
no journal, ,
大強度陽子加速器施設のパルス核破砕中性子源は、3GeV、25Hzで1MWの大強度陽子ビームを水銀ターゲットに入射し、発生した中性子を液体水素モデレータとベリリウム・鉄反射体で減速し、高強度かつ狭いバルス幅の中性子を供給し、多様な物質科学・材料研究等の推進に役立てている。モデレータは100%濃度のパラ水素を使用し、その形状やターゲットに対する配置を最適化した結果、パルス当たりの中性子強度は同種の米国のSNS施設を上回る性能を有している。水銀ターゲット容器では、陽子ビーム入射で水銀中に生成する圧力波によるSUS316L製容器のピッティング損傷がその寿命を決定するため、目標とする1MWの大強度陽子ビームで長期間の運転を達成するためには、この損傷低減が最重要課題である。現在、微小気泡の注入や狭隘流路による速い水銀流れの効果で損傷低減を図っているが、平均406kWで670MWh運転した容器で25m程度の損傷を観測した。今後、2018年には新しく製作したターゲット容器で500kWで運転した後の損傷量を測定する予定であるが、狭隘流路部の改良による更なるピッティング損傷抑制手法の開発を検討している。また、使用済み機器から試験片を切り取り、原子力機構内の施設を活用した照射後試験も計画中である。
Thwe Thwe, A.; 永石 隆二; 古川原 崚; 伊藤 辰也
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1)F等の原子力発電所の廃炉プロセスで水分を含んだ放射性物質の保管における水素の安全性を図るためには、水の放射線分解による水素発生に関する実験的な研究だけでなく数値解析的な研究も重要である。これまでに、海水塩、液深、液温等の影響に関する実験、液体の流動の影響に関する計算等、1Fの廃止措置に密接に関係する研究を行ってきた。本研究では、オープンソースソフトウェアCANTERAに基づく鉛直方向の一次元の反応モデルを用いて、水素発生に対する液深効果に関する反応計算を行った。その液深効果を解析的に再現するには、鉛直方向の反応セルの分割が重要であることが分かった。ここで、その分割数を増やすと、吸収線量に対する水素発生量の増加の傾き(水素発生G値を表す)が小さくなり、実験結果に近づいた。ただし、その数が100を超えると、現在の実験条件および計算条件では計算結果が過小評価されてしまった。
麻生 智一; 勅使河原 誠; 有吉 玄; 羽賀 勝洋
no journal, ,
In the helium refrigerator of the cryogenic system, a pressure drops gradually increased between heat exchangers and an adsorber (ADS), and degradated the cooling performance every operation since the beginning of 2015 to summer outage of 2016. This is because lubricating oil from the compressor accumulated in the heat exchangers and the ADS, especially in the surface layer on the inlet side of the felt layer for holding the activated charcoal in the ADS. From the amount of accumulated oil and the accumulative operating time of the compressor, it was thought that this was caused by the oil concentration at the ppb level. However, as a result of the re-investigations, it was found that the oil concentration in helium gas was temporarily high during the period from 2014 to 2016. The cause was a blockage in one of the oil return lines of the compressor's No.1 oil separator (OS-2), caused by a small piece of sponge used for cleaning during maintenance.
徳永 翔; 中村 剛実; 菊地 将宣; 野口 浩徳*; 小田 泰嗣*
no journal, ,
CNS系全体を含む高性能減速材容器の水素流動解析手法を検討するため、RELAP5/MOD3.2による容器を含む系全体の管路網解析及び概念設計で考慮されていなかった物理モデルを追加したANSYS-FLUENTによる減速材容器部CFD解析を組み合わせて評価した。計算結果の妥当性については、現在の水筒型容器における原子炉外作動試験の結果と良く一致した数土の式を用いて比較検討した。