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Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 中尾 誠*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 西谷 健夫
JAERI-Research 2004-015, 55 Pages, 2004/10
JAERI-Research-2004-015.pdf:3.29MB
原研が提案しているDEMO炉の水冷却固体増殖ブランケット概念に対する単一増殖層模擬体系を用いて第1回の一連の積分実験を実施した。第1回の一連の実験の模擬体系は提案している概念の範囲で、できるかぎり単純になるよう計画した。実験の主要目的は、入射中性子のスペクトルに影響され易い第1壁近傍の増殖層のトリチウム生成率をどれだけ正確に予測できるかを確認することと、チタン酸リチウム層内で急激に変化する熱中性子場において改善した実験手法を確認することである。模擬体系は、16mm厚のF82H,12mm厚のチタン酸リチウム及び200mm厚のベリリウム層から成っている。またアーマー材を模擬するためにタングステン層を第1層の前面に追加した。模擬体系は面積等価直径628mmの疑似円筒形状のSS316容器内に設置した。模擬体系に対する積分実験は中性子源反射体付きと無しのD-T中性子源で照射して実施した。本報告では実験結果の解析計算の詳細について述べる。
今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 山口 誠哉; 津田 孝一; 小迫 和明*; 前川 洋; 中川 正幸; 森 貴正; 中村 知夫; et al.
Fusion Technology, 28(2), p.273 - 295, 1995/09
核融合炉ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の第2段階として、閉鎖ブランケット体系を用いた中性子工学実験を行った。基本となる実験体系は、ブランケット試験領域へ入射する中性子スペクトルを実際の核融合炉のものに近づけるため、D-T中性子源とブランケット試験領域である酸化リチウム層を炭酸リチウム層で囲んだもので、試験領域内のトリチウム生成率、放射化反応率、中性子スペクトルを測定した。更に、基本体系の試験領域及びその対向側へベリリウムの中性子増倍層を設置した5体系についても実験を行い、基本体系の実験データとの比較から、ベリリウムでの中性子増倍、反射の効果を明らかにした。JENDL-3/PR1,PR2を用いたDOT3.5によって実験の解析を行い、ベリリウム層の近傍を除いて、10%以内で実験を再現できることがわかった。
今野 力; 大山 幸夫; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; A.Kumar*; M.Z.Youssef*
Fusion Technology, 28(2), p.347 - 365, 1995/09
核融合炉ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の第3段階として、疑似線状線源を用いた円環ブランケットに関する中性子工学実験を行った。酸化リチウムと炭酸リチウムから成る長さ2mの円環ブランケットの中心にD-T中性子源を設置し、円環ブランケットを2mの範囲で動かすことにより線状線源を模擬した。円環ブランケットの特性、グラファイトアーマー及び大口径ダクトの影響を調べるため、3つの実験体系で実験を行った。今回の実験のために開発された測定時間を短縮する方法(多検出器法、荷重関数法、連続高圧変化法)を用いて、トリチウム生成率、中性子スペクトル、放射化反応率を測定し、それぞれの体系の特性を明らかにした。また、JENDL-3を用いたGMVPによる解析から、点状線源の場合と同様に、10%以内で実験を再現できることがわかった。
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 Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08
加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。
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：48.92(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。
前川 洋; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 津田 孝一; 山口 誠也*
Fusion Technology, 26, p.1086 - 1091, 1994/11
D-T核融合炉の開発において、トリチウムの再生産を実証する必要がある。従って、核融合中性子工学においてトリチウム生成率は最も重要な測定項目である。原研・FNSでは、以下の5つの測定技術を開発した。(1)オンライン法、1対のLiガラスシンチレータによる方法,(2)オンライン法、小型球型NE213検出器による方法,(3)オフライン法、Li
Oペレットによる液体シンチレータ法,(4)オフライン法、LiO板/ブロックによる液体シンチレータ法(領域測定法),(5)オフライン法、LiFのTLDによる自己照射法,本論文では上記手法の概要及び適応範囲等について述べる。
小川 俊英; 大麻 和美; 星野 克道; 小田島 和男; 前田 彦祐
JAERI-M 94-021, 45 Pages, 1994/02
Microwave Tokamak Experiment(MTX)で行なった中性子計測について、MTXトカマクでの較正実験結果とMTXプラズマの中性子測定結果を報告する。中性子計数管とポリエチレン中性子減速材を用いた全中性子発生率測定系は、当初の設計通りに10
個/秒以上の中性子発生率領域に対応できた。
Cf中性子線源をトカマク真空容器内に置いて較正実験を行ない、検出器の感度係数を決定した。ジュール加熱時のプラズマから1
10
個/秒程度の中性子発生率が測定され、輸送解析コードによる計算と良い一致を示した。プラスチック・シンチレータを用いた高時間分解能測定系は、測定精度を確保できる範囲内で、200マイクロ秒までの時間分解能が得られた。しかし、ピーク出力1GW、パルス幅20ナノ秒程度のFELマイクロ波に対する応答速度としては十分でなく、FELマイクロ波入射時のイオンの応答は検出できなかった。
前川 藤夫; 前川 洋
JAERI-M 93-017, 53 Pages, 1993/02
現在の技術によるトリチウム生成率の測定精度評価を目的として、第2回核融合中性子工学実験のためのトリチウム生成率測定法の国際比較が実施された。原研FNSとローザンヌ工科大学(スイス)のLOTUSの2つの14MeV中性子源施設が使われた。単純幾何形状からなる核融合模擬ブランケット体系内の均一中性子場で、7ヶ国の9機関から送られたリチウム化合物の試料が照射され、試料中のトリチウム生成率が各機関独自の方法で測定された。また、未知ではあるが同一濃度のトリチウム水試料が配布され、その濃度を各機関が測定して共通の基準とした。測定されたトリチウム生成率の機関内のバラつきは、FNS,LOTUS照射共に標準偏差で約10%であり、期待していた値である5%を越えた。このバラつきは主に、照射試料からのトリチウム水抽出過程における各機関依存の系統的な誤差に原因の多くがあると推察された。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋; 小迫 和明*; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Youssef*; M.Abdou*; E.Bennett*
Fusion Technology, 19(3), p.1879 - 1884, 1991/05
トロイダル型核融合炉ブランケットの配置を模擬した中性子工学実験を疑似線状DT中性子源と筒型ブランケット体系とを用いて行なった。筒型ブランケット体系は203ミリ厚の酸化リチウムと炭酸リチウムあわせて406ミリ厚みのブランケットからなり、内側に第1壁の模擬として15ミリ厚みのステンレスが張られている。内側空洞は425.5ミリ径の正方形断面で長さは2040ミリである。体系には中心対象に3組の実験孔を両側面に設置した。実験は2種のモードで行なった。放射化箔などの照射型検出器では実験体系を中性子源の軸上で連続往復することで疑似線状線源とした。一方、オンライン検出器では、ステップ上に動かして各中性子源位置でのレスポンスを得た後、各データを重ね合わせた。また、重ね合わせる前のデータは検出器に対する線状線源上でのインポータンス分布を与え、共役中性子束計算に対する積分実験ともみなすことができる。
中川 正幸; 森 貴正; 金子 邦男*
JAERI-M 90-097, 95 Pages, 1990/06
JENDL-3より125群二重微分型断面積ライブラリーを作成し、そのテストのため核融合ニュートロニクスに関連したベンチマーク問題を解いた。断面積はPROF-DDシステムで処理し、20核種のライブラリーと、反応率計算のために放射化断面積を14種作成した。ベンチマーク計算は、LLNLの球体系漏洩中性子スペクトル、ベリリウム増倍実験、日米核融合ニュートロニクスベンチマーク問題、FNSにおけるブランケット工学実験PhaseIIbである。これらの結果を、実験及びJENDL-3/PR1との結果と比べる事によりJENDL-3の核融合炉中性子核特性に関する特徴がかなり明らかとなった。
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。
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。
山口 誠哉; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋
JAERI-M 85-086, 40 Pages, 1985/07
核融合炉中性子工学実験への適用を目的とし、
Li、
Liガラス・シンチレー夕を用い、Liによるトリチウム生成率を測定する方法を開発した。本方法の利点は、(1)感度が高いので、重照射を必要とせず、(2)オンラインで測定できることである。
線パックグランドは、両シンチレータの波高分布を差し引くことにより除いた。差引の際に必要となる、両シンチレ一タの
線検出効率比は、測定により決定した。Li(n,n'd)
He反応等の競合反応の寄与については、運動学的解析による評価を行なった。また、自己遮蔽効果、および、
粒子・トリトンの逃げの割合についても検討を加えた。本方法を、D-T中性子場に置いた核融合炉ブランケット模擬体系内におけるTPR分布測定に応用し、測定されたTPR分布を中性子輸送計算の結果と比較検討した結果、本方法が、核融合炉中性子工学実験において有効であることが実証された。
中川 正幸; 森 貴正; 石黒 幸雄
JAERI-M 85-009, 55 Pages, 1985/02
核融合炉ブランケットのニュートロニクスを精度良く計算するために、これまで二重微分型断面積を作成するコードと、それを用いるモンテカルロコードMORSE-DDを開発した。これらのコードの妥当性を検証するために行った種々のベンチマークテストの結果をまとめたのが本報告書である。対象としては、ローレンス・リバモア研究所で行われた各種の中性子スペクトル実験、FNSでの酸化リチウムからの角度中性子スペクトル実験及び仮想的な体系での計算法の比較が主なものである。核データは主としてENDEF/B4を用い部分的にJENDL-3PR1を使用した。このテストの結果、本手法は従来のルジャンドル展開法に比べ高精度であること、より厳密な連続エネルギーモンテカルロ法とほぼ同じ精度であることが明らかとなると共に核データに関しても種々の評価が行えた。
前川 洋; 津田 孝一; 井口 哲夫*; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 福本 亨; 関 泰; 中村 知夫
JAERI-M 83-196, 15 Pages, 1983/09
原研に新しい強力なD-T中性子源であるFNSが完成した。模擬核融合炉ブランケット体系中のトリチウム生成率(TPR)分布をFNSを用いて測定した。模擬体系は黒鉛反射体付き酸化リチウム球体系と40cm厚さの酸化リチウム平板体系である。TPRを(A)Dierckxの方法、(B)LifのTLDの自己照射法、(C)LiOの焼結体ペレットによる液体シンチレータ法の3種類で測定した。(B)と(C)は原研で開発した方法である。測定されたTPRの分布は3つの方法の間で良く一致した。(B)と(C)の方法が核融合炉のニュートロニクスの実験で有効であることを示した。実験結果はP.G.Youngの評価したLi(n、n')
Tの断面積が妥当であることを示唆した。
