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論文

AC loss measurement of 46kA-13T Nb$$_{3}$$Sn conductor for ITER

高橋 良和; 松井 邦浩; 西井 憲治; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 安藤 俊就; 辻 博史; 村瀬 暁*; 島本 進*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 11(1), p.1546 - 1549, 2001/03

 被引用回数:27 パーセンタイル:21.71(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER用に開発されたNb$$_{3}$$S$$_{n}$$超電導体は、直径0.8mmの素線を約千本撚り合わせたもので、最大磁場13Tにおいて、46kAの運転電流値である。超電導導体の重要な特性の一つである変動磁場に対する損失(ACロス)を、冷媒ヘリウムが流れる空間が占める割合(ボイド率)をパラメータとした導体サンプルにおいて測定した。その結果、パルス・コイルにおける最適なボイド率は35~37%であることが示された。またCSモデル・コイルにおけるACロスの測定結果と導体サンプルの結果を比較検討した。その結果、導体サンプルの長さが十分でないことが明らかになった。しかし、コイルにおいては、ACロスは十分小さいことも示された。

論文

ITERモデル・コイルの実験結果(速報); 13T-640MJ・Nb$$_{3}$$S$$_{n}$$パルス・コイル

高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.

低温工学, 35(7), p.357 - 362, 2000/07

ITER計画において開発された中心ソレノイド(CS)モデルコイルの実験が行われているので、その結果のみ速報として報告する。直流定格通電試験においては、クエンチすることなく、定格電流値46kAまで、通電することができた。その時の発生磁場は13T、蓄積エネルギーは640MJである。また、遮断試験において、最大電圧4.8kVが発生する実験を行い、コイルの健全性を研究した。また、JT-60電源を用いたパルス実験を行い、0.5T/sの通電を行った。これらの実験によるコイルの超電導特性について、報告する。

論文

Estimation of helium production due to neutron streaming and establishment of shielding design conditions in fusion shielding blanket by 3-D Monte Carlo calculation

佐藤 聡

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.253 - 257, 2000/03

国際熱核融合実験炉(ITER)遮蔽ブランケットに対して、3次元モンテカルロ、1次元及び2次元S$$_{N}$$法を用いて遮蔽解析を行い、超電導トロイダルコイルの核発熱、絶縁材の吸収線量等の核的応答、ブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量を評価した。ITER遮蔽ブランケットはモジュール構造を有しており、隣り合うモジュール間には、幅20mmのスリットが存在する。また、遠隔機器によるブランケット冷却水配管の切断・再溶接のための、直径30mmの貫通孔が存在する。これらのスリットや貫通孔からの中性子ストリーミング解析を行った。本解析結果から、遮蔽設計基準値を満足するブランケット真空容器の遮蔽構造案を見いだした。

論文

Monte Carlo analyses for ITER NBI duct by 1/4 tokamak model

佐藤 聡; 飯田 浩正

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.258 - 262, 2000/03

3次元モンテカルロ、2次元S$$_{N}$$及び放射化解析により、国際熱核融合実験炉(ITER)NBIダクト周辺の遮蔽解析を行った。ITERトーラス全体の1/4(90°分)を詳細にモデル化し、隣り合うNBIダクトに挟まれた空間の運転停止後の$$gamma$$線生体線量率、超電導トロイダルコイルの核発熱、絶縁材の吸収線量等の核的応答を評価した。本解析体系では、2本のNBIダクトを含めて、中性子がストリーミングするパスが多数存在する。ストリーミングパス中に検出器を設置することにより、モンテカルロ法の特性を活用し、隣り合うNBIダクトに挟まれた空間への個々のストリーミングパスの寄与の割合を、定量的に明らかにした。本解析結果から、遮蔽設計基準値を満足するNBIダクトの遮蔽構造案を明らかにした。

論文

Evaluation of biological does rates around the ITER NBI ports by 2-D S$$_{N}$$/activation and 3-D Monte Carlo analyses

佐藤 聡; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Valenza, D.*; Santoro, R. T.*

Fusion Engineering and Design, 47(4), p.425 - 435, 2000/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.66

2次元及び3次元解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行い、運転停止10$$^{6}$$秒後の生体線量率を評価した。運転中の2次元S$$_{N}$$解析、2次元放射化解析及び運転停止後の$$gamma$$線に対する2次元S$$_{N}$$解析を行い、高速中性子束及び生体線量率分布を求めた。それらの値から、高速中性子束から生体線量率への変換係数を評価した。その結果、クライオスタット近傍では、1.5~4$$times$$10$$^{-5}$$$$mu$$Sv/hour/(cm$$^{-2}$$sec.$$^{-1}$$)であることがわかった。トーラスの1/4を忠実にモデル化した。3次元モンテカルロ解析により、クライオスタット近傍の高速中性子束を求めた。分散低減技法の工夫により、統計誤差の小さい解が得られた。その結果、クライオスタット近傍の生体線量率は、20~100$$mu$$Sv/hourとなり、ITER/EDAの設計目標である100$$mu$$Sv/hourを満足することがわかった。

論文

Shielding analyses of the ITER NBI ports

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*; 山田 光文*; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Santoro, R. T.*; Valenza, D.*; 小原 祥裕; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.1002 - 1007, 1998/11

3次元モンテカルロ及び2次元S$$_{N}$$解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行った。ITERトーラス全体の1/4(90$$^{circ}$$分)を詳細にモデル化し、MCNP及びDOTを用いて解析を行った。NBIポート周辺の超電導コイルの核的応答を評価すると共に、2次元解析においては、運転中の中性子及び$$gamma$$線輸送解析に加えて、放射化解析及び停止後の$$gamma$$線輸送解析も併せて行い、停止後生体線量率の評価も行った。これらの核的応答の評価に加えて、詳細な3次元モンテカルロ解析により、2次元S$$_{N}$$解析に対する誤差評価も行った。モデル化の詳細な概要及び解析結果等を、本発表において報告する。

論文

Development of a 13T-46kA Nb$$_{3}$$Sn conductor and central solenoid model coils for ITER

高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:58.07

原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、Nb$$_{3}$$Snが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。

論文

2-D overall shielding analysis of ITER tokamak machine

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 内海 稔尚*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Fusion Technology 1996, 0, p.1587 - 1590, 1997/00

ITERトカマク本体の核特性を、トーラス軸を回転軸としたポロイダル断面モデルを用いての、2次元S$$_{N}$$遮蔽解析により評価した。遮蔽ブランケット、真空容器、上部ポート、水平ポート、下部ポート、ダイバータカセット、トロイダルコイル、ポロイダルコイル、クライオスタット、及び生体遮蔽体を含む解析モデルに対して、中性子及びガンマ線輸送解析を行い、コイル等の核的応答を評価した。開口部に遮蔽プラグを有する水平ポートと、有さない水平ポート(NBIポートを想定)の各々の断面に対して、解析を行った。その結果、トロイダルコイルの核的応答は、絶縁材の吸収線量等のピーク値は、設計基準値を満足したものの、コイル全体の核発熱量は、基準値を上回った。今後、ポート近傍等の遮蔽構造の見直しが必要である。

論文

Evaluation of the environmental gamma-ray dose rate by skyshine analysis during the maintenance of an activated TFC in ITER

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元S$$_{N}$$スカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1$$mu$$Sv/year、後者の場合は84$$mu$$Sv/yearとなった。前者の場合は、100$$mu$$Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。

論文

Shielding analysis for toroidal field coils around exhaust duct in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 関 泰

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1076 - 1080, 1996/12

国際熱核融合実験炉(ITER)排気ダクト周囲のトロイダルコイル(TFC)に対する遮蔽解析を、2次元SN放射線輸送解析コードDOT3.5を用いて、ダイバータ遮蔽体が無い場合と有る場合に関して行った。ダイバータ遮蔽体が無い場合、排気ダクト周囲のTECの核的応答を1桁減少させるには、排気ダクトの壁厚を約160mm増加させる必要があり、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約480mmの厚さの排気ダクト壁が必要である。140mm幅のスリットを有する480mm厚さのダイバータ遮蔽体を、排気ダクト入口の前に設置することによって、TFCの核的応答は、約1/16になった。ダイバータ遮蔽体が有る場合には、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約290mm厚さの排気ダクト壁が必要である。

論文

Streaming analysis of gap between blanket modules for fusion experimental reactor

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1129 - 1133, 1996/12

ITERブランケットモジュール間の幅20mmのギャップを透過する放射線を考慮した、ブランケットや真空容器のヘリウム生成率、トロイダルコイル(TFC)の核的応答(絶縁材の吸収線量等)を、2次元S$$_{N}$$放射線輸送解析コードDOT3.5及び3次元モンテカルロコードMCNP4.2を用いて評価した。その結果、TFCの核的応答は、設計目標値を充分下回った。真空容器表面(プラズマ側)のヘリウム生成率は、ギャップの中心線上においては、設計目標値の1appmを約2倍上回った。但し、中心線上から40mm以上離れた位置でのヘリウム生成率は、目標値を下回ることが判った。モジュール間のギャップの幅を変えた場合に関しても、同様の解析を行った。その結果、ギャップ幅が50mmの場合には、中心線上から、約130mm以上離れていれば、真空容器のヘリウム生成率は、目標値を下回った。

論文

Evaluation of radiation streaming through the annular gaps around divertor cooling pipes in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.1039 - 1046, 1994/00

核融合実験炉のダイバータ配管周囲に設置されている円環状のギャップ(配管と遮蔽体の間に設置)を対象に、ストリーミング解析を行った。上部ポートでの、運転停止1日後の線量当量率の低減を目的として、ステップ構造を有する円環状のギャップのストリーミングを評価した。二次元S$$_{N}$$コードDOT3.5で解析した結果、最適なステップ位置は遮蔽体の中間の高さよりやや上側の位置であり、またステップをギャップ幅の2倍程度採れば線量当量率低減に十分有効である事が判った。加えて、運転中の中性子束に関して、DOT3.5から得られた結果と三次元モンテカルロコードMCNPから得られた結果とを比較し、角度分割等の誤差評価を行った。その結果、DOT3.5による結果は、最大で約4倍過小評価している事が判った。上部ポートでの線量当量率は、ステップを設ける事によって、設計基準値25$$mu$$Sv/yを2桁程度下回り、基準値を満足する事が判った。

報告書

単位燃料棒セル燃焼計算コード; UNITBURN

内藤 俶孝; 稲村 実*; 増川 史洋; 奥田 泰久*

JAERI-M 90-019, 62 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-019.pdf:1.18MB

軽水炉の燃料棒セルについての燃焼計算を行うために計算コードUNITBURNを開発した。このコードは各燃焼度毎に多群定数ライブラリー(MGCL)を用いてS$$_{N}$$-P$$_{L}$$輸送計算によりセル内の中性子束分布を計算し、燃料ペレット内の核種の生成・減損を計算するものである。さらにこのコードは燃料集合体あるいは炉心計算用の各燃焼度でのセル平均少数群定数、1点炉近似核種生成崩壊計算コードCOMRAD用の1群定数を算出する。この報告書はこのコードのための利用手引書である。

論文

Method of calculation for anisotropic transmission problems by S$$_{N}$$-transport code

山野 直樹*; 小山 謹二; 南 多善*

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(12), p.919 - 922, 1979/00

 被引用回数:7

放射線の非等方透過問題にS$$_{N}$$輸送計算法を適用した場合、角度線束が負値となる場合がある。その原因の二つは、有限Legendre展開法による角度依存断面積及びS$$_{N}$$輸送計算の散乱線源のFitting errorである。これらの原因を除去するために、Legendre展開法を用いない新しいアルゴリズムによる一次元S$$_{N}$$輸送計算コードDIACを開発した。本研究は有限Legendre展開法によって生じる誤差を定量的に評価し、DIACに用いた新しい手法の適用性評価を目的としている。種々の計算結果より、本研究で用いた手法は非等方場における角度線束を正しく評価し、有限Legendre展開法によって生じる角度線束の振動及び負値を除去する事が示された。強い非等方線源あるいは、ストリーミングを持った体系の解析に、本研究で用いた手法は正しい角度線束を与える有効な方法である。

報告書

Finite element method for solving neutron transport problem in two-dimensional cylindrical geometry

堀上 邦彦; 中原 康明; 藤村 統一郎; 大西 忠博*

JAERI-M 5793, 48 Pages, 1974/07

JAERI-M-5793.pdf:1.1MB

2次元(r、Z)体系での中性子輸送方程式を有限要素法をにより解くアルゴリズムを開発した。有限要素法は空間変数に対してのみ適用し、角度変数に対してはS$$_{N}$$法を用いた。(r.Z)平面を幾つかの長方形に分割し、それぞれの長方形の上でラグランジュ補間多項式を前もって作っておき、角度依存の中性子束をそれらの一次結合で表現する。一つの長方形の上で定義されるラグランジュ多項式の数は4、8、9の場合を考慮し、多項式の次数はr、Zの双一次、三次、双二次をそれぞれ対応させた。連続解を得るアルゴリズムと不連続解を得るアルゴリズムとを分けて説明し、両者いずれの場合においても、結合係数を決めるために適当な剰余を定義し、ガレルキン法を適用した。また連続解を得る解法の一つとして、中性子の保存則を表わす式を解くアルゴリズムも示した。

報告書

原子炉核計算コードにおける反復解法の収束加速アルゴリズム

中原 康明; 藤村 統一郎

JAERI-M 5590, 48 Pages, 1974/03

JAERI-M-5590.pdf:1.39MB

一般に比較的広く用いられている中性子輸送S$$_{N}$$コード及び中性子拡散コードで用いられている有限差分方程式の反復解法の収束加速法についての統一的なサーベイを行った。また既存のコードで未だ用いられていない新しい加速法に関する最近の研究についてもサーベイした。さらに公表されている数値実験例をもとにして各種加速法についての評価を行った。これらの検討結果から粗メッシュ再釣合い法、CCP法、線優緩和法、チェビシェフ加速法及び改良型ウィーラント法が有望な加速法であるとの結論が得られた。これらの加速法の長所を生かしつつうまく組み合せることにより、既存のコードの収束性を大幅に改良することが可能である。

報告書

中性子・ガンマ線輸送と動特性計算コードのベンチマーク・テストの問題点

朝岡 卓見; 中原 康明; 伊勢 武治; 筒井 恒夫; 西田 雄彦; 堀上 邦彦; 藤村 統一郎; 出田 隆士; 鈴木 忠和

JAERI-M 5557, 32 Pages, 1974/02

JAERI-M-5557.pdf:1.37MB

原子炉計算コードの大型化、多様化に伴い、それらの適用性、有効性あるいは精度の評価のためベンチマーク・テストが要求されている。ベンチマーク・テストには、実験の解析による核断面積などのチェックのテストもあるが、本報では数値解析の立場からのテストのみを扱う。この際には誤差評価ずみのいわゆる厳密解を基準とするわけで、テストのためのベンチマーク問題もその観点からえらばれなければならない。当面の興味の対象として、中性子とガンマ線の輸送を扱うモンテ力ルロ、S$$_{N}$$、拡散近似、およびこれらの方法による空間依存動特性の代表的計算コードがえらばれた。そして、現在までに各国で実施された、これらコードの性能テストの総括と評価をした。特に1次元S$$_{N}$$コードについては、計算に適している角度求積法とS$$_{N}$$の近似オーダー、および計算時間についての一般的結論を得た。

論文

S$$_{N}$$ code in spherical geometry for IBM 650

桂木 学; 中山 隆; Koinuma.R*

IAEA,Codes for Reactor Computations, P. 127, 1961/00

抄録なし

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