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論文

Nuclear technology and potential ripple effect of superconducting magnets for fusion power plant

西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.6(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNb$$_{3}$$Snの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の$$gamma$$線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。

論文

Shielding analysis at the upper section of the accelerator-driven system

佐々 敏信; Yang, J. A.*; 大井川 宏之

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.256 - 258, 2005/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

加速器駆動システム(ADS)の陽子ビームダクトは核破砕中性子や光子のストリーミング経路となり、これにより未臨界炉心上部に配置された電磁石などの機器の放射化を誘発する恐れがある。この放射化量を定量的に評価することを目的に、鉛ビスマス冷却ADS(800MWt)のストリーミング解析を実施した。MCNPXを使用してビームダクトからの漏洩中性子と光子の放射線量を求めた。二次光子の解析は、多くのマイナーアクチニド断面積を$$gamma$$線生成断面積が定義されているプルトニウムに置き換えて実施した。ビームダクトからストリーミングした中性子により、ビームダクト上部の線量は、上部プラグの他の部分より20桁多い線量を与えることがわかった。MCNPXの解析で得られた漏洩粒子スペクトルを使用したDCHAIN-SPによる解析では、電磁石と遮蔽プラグが高い放射能を有することがわかった。

論文

Nuclear analyses of some key aspects of the ITER design with Monte Carlo codes

飯田 浩正; Petrizzi, L.*; Khripunov, V.*; Federici, G.*; Polunovskiy, E.*

Fusion Engineering and Design, 75(1-4), p.133 - 139, 2005/11

ITER装置の設計は2001年に報告され、最善のコードと核データを用いた核解析が行われた。建設段階が近づくに伴い、装置の主要な機器設計の最適化/固定化とともに、設計の部分的変更が行われた。この設計変更により、確認のための核解析が必要である。設計変更のうちの幾つかは、核特性上クリテイカルな部分を緩和するために提案されているものである。本論文はブランケットや真空容器の設計変更に伴いTFコイルの装置中心側直線部の核特性がいかに緩和されるかに重点を置き、最近の核特性解析の結果について述べるものである。

論文

Shielding design of ITER pressure suppression system

山内 通則*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*

Proceedings of 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/09

ITERでは、冷却管の破裂等による真空容器内の異常圧力上昇を抑制するために、圧力緩和系ラインが設けられている。この緩和系は遮蔽ダクトにより外部への中性子漏洩を抑えられているが、内部をストリーミングする成分は、真空境界としての破裂弁を放射化して作業員の被曝低減のための管理を困難にする。保守作業時に破裂弁周りの空間線量率を制限値(10$$mu$$Sv/h)以下にするために、ストリーミングに対する簡易計算コードDUCT-IIIを用いて遮蔽ダクトの設計条件を検討した。またダクト遮蔽体の最適構造を、3次元モンテカルロ計算コードMCNPを用いて評価した。その結果、断面が1.2m$$times$$1.2mの遮蔽ダクトの場合、屈曲数は1回以上、第1脚の長さは3m以上必要なこと,ダクト遮蔽体厚さは15cm程度必要だが、最適化により30%程度体積を低減できること等を明らかにした。

報告書

中性子束分布計算に3次元体系を導入したJRR-2原子炉本体放射化放射能量評価

岸本 克己; 有金 賢次*

JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB

現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.9$$times$$10$$^{14}$$Bqとなった。

論文

Analysis of radiation streaming experiment through a labyrinth at TIARA HIR1

小栗 朋美*; 中島 宏; 田中 進; 加速器遮蔽・原研・大学プロジェクト共同研究グループ

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.54 - 57, 2004/03

陽子加速器施設放射線遮蔽設計において、通路やダクトにおける放射線ストリーミング評価では、簡易計算式やモンテカルロ計算法が用いられる。これらの、中間エネルギー領域における精度評価を行うために、TIARA第1重イオン室への迷路状通路を用いて、放射線ストリーミング実験が行われた。ここでは、その実験データに基づき、モンテカルロコードMCNP-4Bと簡易計算式の計算精度評価を行った。モンテカルロ計算では、断面積データとしてHILO86群定数セットとLA150を用いた。中性子線量分布についてはモンテカルロ計算値は第3脚以外誤差50%以内で測定値と一致した。第3脚ではLA150による計算値はよく一致し、HILO86では約ファクター3過大評価した。簡易計算式は全体にファクター3以内で一致した。熱中性子束分布は両者ともファクター3過大評価した。$$gamma$$線量分布は誤差約50%で一致した。以上よりモンテカルロ計算は全体に50%の精度が、簡易計算手法はファクター3の精度があることが示され、これら手法の中間エネルギー領域における適用性が検証された。

論文

3-D shielding calculation method for 1-MW JSNS

前川 藤夫; 田村 昌也

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1051 - 1058, 2003/07

1-MW JSNSの遮蔽設計のために、MCNPX用の3次元遮蔽計算モデルを作成した。このモデルにはターゲット-モデレータ-反射体集合体,ヘリウムベッセル,中性子ビーム引き出しダクト,シャッター,遮蔽ブロック及びこれらの機器間のギャップや隙間等がモデル化されており、ストリーミング効果を詳細に考慮することができる。分散低減法として、セルインポータンスパラメータによる粒子分割/消滅法を用いた。中性子束が12桁以上減衰する直径15m高さ12mに及ぶ大きなターゲットステーションに対するセルインポータンスパラメータは、自動化された繰り返し計算により適切に求めることができた。本計算手法により、短時間(2日)でターゲットステーション全体の詳細な3次元遮蔽設計計算が可能となり、JSNSの遮蔽設計が進展した。

論文

Shielding experiments and analyses on proton accelerator facility at TIARA

中島 宏; 坂本 幸夫*; 田中 俊一; 田中 進; 馬場 護*; 中村 尚司*; 平山 英夫*; 秦 和夫*; 加速器遮蔽・原研・大学プロジェクト共同研究グループ

Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.959 - 968, 2003/00

陽子加速器施設遮蔽設計法の確立を目的として、数十MeV領域における一連の遮蔽実験を原研TIARAで行った。この一連の実験では、荷電粒子による厚いターゲットからの中性子収量測定,準単色中性子源を用いた鉄,コンクリート,ポリエチレン遮蔽体透過実験,白色中性子源を用いた迷路状通路放射線ストリーミング実験が含まれている。これらの測定結果は、MCNPXやNMTC/JAERIなどの高エネルギー粒子輸送計算コードの精度検証に用いられたほか、moving source modelを用いた解析的手法や秦の式によるDUCT-III等の簡易計算コードの検証にも用いられた。本報告では、これら実験結果及び解析結果について紹介する。

論文

An Experimental study on radiation streaming through a labyrinth in a proton accelerator facility of intermediate energy region

田中 進; 中島 宏; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 田中 俊一; 中村 尚司*; 高田 真志*; 黒沢 忠弘*; 平山 英夫*; et al.

Health Physics, 81(4), p.406 - 418, 2001/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:34.67(Environmental Sciences)

日本原子力研究所高崎研究所イオン照射研究施設において、68MeVの陽子で銅ターゲットを照射している照射室及び長さ29mの3脚迷路内の漏洩放射線測定実験を行った。実験では、中性子及び$$gamma$$線のエネルギースペクトル並びに線量当量率、中性子反応率を各種検出器及び線量計で測定した。中間エネルギー領域の陽子加速器施設の設計において、測定値は、照射室内の熱中性子束及び迷路内漏洩熱中性子の評価に経験式が応用可能であることを示した。測定データは、中性子捕獲反応による生成2次$$gamma$$線が支配的となっている迷路内の$$gamma$$線線量当量率の評価が必須であることを示唆している。

論文

Neutronics experiments for ITER at JAERI/FNS

今野 力; 前川 藤夫; 春日井 好己; 宇野 喜智; 金子 純一; 西谷 健夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Nuclear Fusion, 41(3), p.333 - 337, 2001/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:11.53(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERで発生する14-MeV中性子に起因するさまざまな核的問題に対処するため、原研FNSでは一連の核融合中性子工学実験をITER/EDAのR&Dタスクとして行ってきた。前回のIAEA会議では遮蔽に関してバルク遮蔽、ギャップストリーミング、核発熱及び誘導放射能実験を発表した。これらの実験を受けて、ITERのより複雑な遮蔽に対する設計精度を実証するために、ストレートダクトストリーミング実験を実施した。また、冷却材喪失事故時の安全性を担保するために、新たに崩壊熱測定実験を開始した。さらに、水の放射化を利用した信頼性の高い核融合出力モニターを開発した。本論文では、ITER/EDAのタスクとして原研FNSで新たに実施したこれらの実験の結果について報告する。

論文

Neutronics analysis of the ITER NB system; Nuclear responses of the components and shutdown dose around the NB injector

柴田 圭一郎*; 真木 紘一*; 井上 多加志*; 花田 磨砂也; 奥村 義和; 山下 泰郎*

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.357 - 362, 2000/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.53(Nuclear Science & Technology)

ITERのNB装置は50MW,1MeVのD$$^{0}$$ビームをプラズマに入射し、プラズマ加熱,電流駆動のほか、プラズマに回転力を与える。ビームは、NBダクト及び幅0.58m高さ0.915mの断面を有する斜入射水平ポートからプラズマに入射される。NBダクトをストリーミングした核融合中性子及び$$gamma$$線により、加速管中のセラミックス絶縁材及び永久磁石等のNB構成機器が損傷を受ける。又、プラズマからの放射線照射によりNB構成機器が放射化される。そこで、今回の解析では、NB構成機器の核特性及び運転停止後のNB入射装置周囲の線量を二次元THIDAコードシステムにより求め、その計算精度を三次元モンテカルロMCNP-4Aを用いて評価した。ITER寿命中における絶縁材及び永久磁石の劣化は問題にならず、NB入射装置周囲の線量は40$$mu$$Sv/hとなり、人間による直接保守作業が可能であると考えられる。

論文

Overview of straight duct streaming experiments for ITER

今野 力; 前川 藤夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.797 - 802, 2000/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.85(Nuclear Science & Technology)

ITERに存在する計測ポート、中性粒子ビーム入射ポート等のストレートダクトによる放射線のストリーミングに対する設計計算の精度検証のために小口径及び大口径ストレートダクト実験を実施した。基本的な実験体系は縦1.645m、横1.49m、奥行き1.2mの鉄体系とその後ろに設置された厚さ20cm以上の鉄で囲まれた1.05m$$times$$1.05m$$times$$0.8mのキャビティーから成り、小口径実験では鉄体系中に直径10cmの小口径ストレートダクトを2つ、大口径実験では40cm$$times$$40cmの大口径ストレートダクトを設けた。各体系でダクトの中心軸上、キャビティー内及びキャビティー壁表面で中性子、$$gamma$$線に関する実験データを測定し、ダクト及びキャビティーにより10MeV以上の中性子束がダクト上で6~7桁、ダクトから40cm離れたところでも3桁も増加することがわかった。一方、1MeV以下の中性子及び$$gamma$$線の増加の割合は最大2桁程度であった。FENDL-1,-2及びJENDL Fusion Fileを用いたMCNP4A解析から、ダクトのある場合のITERの核設計計算精度が40%以内であることがわかった。

論文

Experimental investigation on streaming due to a gap between blanket modules in ITER

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$$gamma$$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$$gamma$$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。

論文

Neutron streaming evaluation for the DREAM fusion power reactor

関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03

高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900$$^{circ}$$Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。

報告書

Analysis of the HTTR's benchmark problems and comparison between the HTTR and the FZJ code systems

藤本 望; U.Ohlig*; H.Brockmann*; 山下 清信

JAERI-Tech 98-060, 56 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-98-060.pdf:2.25MB

IAEAの国際協力計画のひとつであるHTTRのベンチマーク問題について、1998年8月の第1回会合で報告された原研とドイツユーリッヒ研究センターの拡散計算モデルとその結果についての比較を行った。その結果、全炉心装荷した状態では良い一致を見たが、燃料装荷途中では原研の結果が約1%$$Delta$$k高い値を示した。この原因を検討するため、エネルギー群数、制御棒挿入孔からの中性子ストリーミング、反応度調整材のモデルによる効果についての検討を行った。その結果、エネルギー群及びストリーミングによる差は比較的小さいことがわかった。反応度調整材については、セルモデルの寸法による感度解析を行いその効果を明らかにした。これらの結果を基に、それぞれの解析モデルについて今後の改良項目を提案した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。

論文

Overview of gap streaming experiments for ITER at JAERI/FNS

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$$gamma$$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$$gamma$$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。

論文

Measurements of neutrons and photons Leaked through three-legs labyrinth from 68-MeV proton target room

田中 進; 中根 佳弘; 坂本 幸夫; 中島 宏; 明午 伸一郎; 田中 俊一; 黒沢 忠弘*; 中村 尚司*; 中尾 徳晶*; 平山 英夫*; et al.

Proc. of 1998 ANS Radiat. Protection and Shielding Division Topical Conf. Technol. for the New Century, 2, p.164 - 169, 1998/00

68MeVの陽子によって生成するp-Cu白色中性子及び光子を用い、中エネルギー加速器施設の迷路内漏洩放射線のベンチマーク実験を行った。迷路内の中性子スペクトルをBC501Aシンチレータとボナボール測定器で、熱中性子束をTLDで、中性子線量当量をレムカウンターで、光子スペクトルをBC501Aシンチレータで、光子線量当量をTLDと電離箱で各々測定した。迷路内の光子と中性子の線量当量の比は、第1屈曲で0.1、第2屈曲で0.2、第3脚では1.0となった。この結果は、中エネルギー加速器施設の長い迷路の設計では、光子の評価が重要であることを示唆している。中性子線量当量の測定値とNakamura & Uwaminoの式及びTeschの式による計算値とを比較した。計算値は、測定値とファクター3以内で一致しており、両式は中エネルギー加速器施設の迷路内漏洩中性子の計算に有用であることが確認された。

論文

Experimental verification and analysis of neutron streaming effect through void holes for control rod insertion in HTTR

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.185 - 192, 1997/02

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

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒カラムには、それぞれ制御棒を挿入するために3個のボイド孔がある。これらのボイド孔からの中性子ストリーミング効果を評価するため、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、模擬したボイド孔の反応度価値をパルス中性子法を用いて測定した。ボイド孔の反応度価値は中性子生成時間の変化の補正を考慮した修正King-Simmons式で求めた。測定結果を核データにENDF/B-IVを用いたBenoist'sの非等方拡散係数による計算結果と比較した。この結果、ボイド孔の反応度価値は等方拡散係数を用いて得られる反応度価値の約2倍にまで大きくなること、また、等方拡散係数による反応度価値を超える成分を中性子ストリーミング効果として定義すると、この効果は炉心領域において11%程度、反射体領域において32%程度過大評価されることが明らかになった。このためHTTR初臨界炉心においては、ボイド孔からの中性子ストリーミングによる反応度の低下は1%$$Delta$$k程度に止まると評価される。

論文

迷路漏洩線の測定; 第2軽イオン室内迷路漏洩線の測定

田中 進; 中島 宏; 中根 佳弘; 坂本 幸夫; 明午 伸一郎; 田中 俊一; 高田 真志*; 黒沢 忠弘*; 中村 尚司*; 中尾 徳晶*; et al.

原子核研究, 41(3), p.101 - 112, 1996/06

加速器施設の迷路遮蔽設計用のベンチマークデータとして、67MeVの陽子によるCu(p,xn)反応を用いた中性子源を用い、TIARAの第2軽イオン室で迷路内漏洩線を測定した。測定器は、BC501Aシンチレータ, ボナボール検出器, TLD, 固体飛跡検出器, レムカウンター及び放射化検出器を用いた。これら多種類の検出器を用いて測定した照射室内の中性子・ガンマ線強度分布、迷路散乱中性子・ガンマ線のエネルギースペクトル及び線量・強度分布を報告する。

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