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論文

Present fabrication status of spare moderators and reflector in J-PARC spallation neutron source

勅使河原 誠; 原田 正英; 大井 元貴; 高田 弘

Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012061_1 - 012061_4, 2018/06

大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設(MLF)では、高エネルギーパルス陽子ビーム(3GeV, 25Hz)を用いた核破砕反応により発生した中性子を、液体水素モデレータで減速し、実験装置にパルス冷熱中性子を供給する。モデレータや反射体容器構造材の放射線損傷により2020年ごろに交換時期を迎える。現在、交換に向けて、モデレータ及び反射体の予備機製作を進めている。予備機は、現在MLFで使用しているものと外観上は同じであるが、内部構造において、大きく2つ改良を加えた。一つは、水素輸送配管に線膨張係数の最も小さなインバー材を採用したこと。もう一つは、中性子ビームパルスをシャープにする熱中性子吸収材として、新たに金・インジウム・カドミウム(Au-In-Cd)材を開発したことである。5重の多重配管を構成する水素輸送配管では、インバー材を採用することで、熱収縮量を確保するために必要であった偏心構造を同軸構造に変え、製作性を大きく向上させた。熱中性子吸収材として、Au-In-Cd材は、残留放射能を大きく軽減する材料で、この用途に初めて開発されたものである。本件では、これら材料を導入したモデレータ・反射体の製作状況について報告する。

論文

Implementation of a low-activation Au-In-Cd decoupler into the J-PARC 1 MW short pulsed spallation neutron source

勅使河原 誠; 池田 裕二郎; 大井 元貴; 原田 正英; 高田 弘; 柿白 賢紀*; 野口 学*; 島田 翼*; 清板 恭一*; 村島 大亮*; et al.

Nuclear Materials and Energy (Internet), 14, p.14 - 21, 2018/01

J-PARCの1MWパルス中性子源では、中性子パルスの成形に用いるデカップラとして、異なる共鳴吸収材から構成し、1eVと高い中性子吸収エネルギーを有するAg-In-Cd合金を開発した。このデカップラによりパルス成形された中性子は、粉末解析の実験装置において最高分解能を更新したが、中性子照射によって生成される長半減期の108mAgの放射能が高いため使用済み機器の取扱においては短所であった。そこで、放射能を大幅に減らす代替材としてAuを使用したAu-In-Cd材の開発を行ってきた。しかしながら、実機のモデレータ・反射体に実用化する上で、大型のAu-In-Cd板と構造材のA5083材とをHIP接合し十分な接合強度を得ることが課題であった。本研究では、Au-In-Cd材の表面状態、大型化した熱容量の変化による接合部界面温度に関わる検討を行い、実規模大のHIP接合において、最適接合条件を見つけることができた。この結果、反射体へのAu-In-Cd材の実用化に成功し、中性子性能を損なわず、大幅な放射能低減の見通しを得た。

報告書

Remote handling design for moderator-reflector maintenance in JSNS

勅使河原 誠; 相澤 秀之; 原田 正英; 木下 秀孝; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 神永 雅紀; 加藤 崇; 池田 裕二郎

JAERI-Tech 2005-029, 24 Pages, 2005/05

JAERI-Tech-2005-029.pdf:3.38MB

J-PARCの物質・生命科学実験施設に設置する核破砕中性子源の建設が進められている。その中心部に設置されるモデレータや反射体は、放射線損傷により定期的に保守を必要とする。設置される機器の保守に必要な遠隔操作機器の設計概念並びに保守シナリオの検討の現状をまとめた。使用済みモデレータや反射体は、減容した後、施設外に運び出し保管する。この計画に従って遠隔操作機器の設計を行った。保守作業は、配管の着脱等の一部人手による作業を除いて、すべて遠隔操作によって行う。配管の着脱作業については、ベリリウム($$^{7}$$Be)の蓄積のため、将来的に配管接続部に遠隔化を図れる構造とした。6台の遠隔操作機器が必要となり、モデレータや反射体以外に陽子ビーム窓やミュオンターゲットの保守にも対応する。保守のシナリオは、使用済み機器の交換作業及び保管作業からなる。前者は、運転停止中に行う。運転停止期間を可能な限り短くするため廃棄作業と分離した。これら保守に必要な日数を見積もったところ、交換作業は約15日程度必要となり、保管作業については、乾燥作業(約30日)後に、約26日程度となった。

報告書

Integral experiments for verification of tritium production on the beryllium/lithium titanate blanket mock-up with a one-breeder layer

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。

論文

Neutronic optimization of premoderator and reflector for decoupled hydrogen moderator in 1MW spallation neutron source

原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.827 - 837, 2002/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:31.71(Nuclear Science & Technology)

非結合型(超臨界)水素モデレータについて、高い中性子性能を実現するために、デカップリングエネルギーを変えて、プリモデレータと反射体材質(鉛,ベリリウム,鉄,水銀)に関する最適化研究を行った。その結果、鉛反射体中で、最適化されたプリモデレータと、適切なデカップリングエネルギーの採用により、ベリリウム反射体を用いた場合より、高い中性子性能が得られることを示した。

論文

Optimization of coupled hydrogen moderator for a short pulse spallation source

甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(2), p.120 - 128, 2002/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.33(Nuclear Science & Technology)

高い積分強度の冷中性子ビームに対する利用者からの要求が大きいため、2つの取り出し面を確保し、できるだけ多くのビームラインを配置できるよう結合型液体水素モデレータの設計検討を行っている。本研究では、これまで提案してきた背中にプリモデレータを共有する2つのモデレータを、より単純化した拡張型プレモデレータ付き単一のモデレータを提案し、さまざまな視点(モデレータ厚さ,プレモデレータ拡張寸法,反射体材料,パルス特性,等)からの最適化を行った。その結果、これまでの中性子強度と遜色なく、パルス特性が改善され、また工学的熱負荷を低減できることが示された。この結果は、統合計画の冷中性子モデレータ設計に反映させることとした。

報告書

Premoderator optimization of decoupled hydrogen moderator

原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎

JAERI-Research 2001-016, 32 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-016.pdf:1.74MB

高性能な非結合型水素モデレータの設計のために、プリモデレータ、反射体材質の選択、ライナー長さの最適化に関する検討を行った。中性子工学計算には、NMTC/JAMコード及びMCNP-4Cコードを用いた。結果から、鉛反射体下では、デカップリングエネルギー、プレモデレータの形状及び厚さを調整することにより、ベリリウム反射体下でパルス特性を凌駕することが可能であることが示された。反射体材質の選択では、鉛反射体や水銀反射体では、プリモデレータの利用により、中性子強度が増加することやモデレータ内核発熱が軽減することが示された。また、軽水プリモデレータを使用すると、パルステールが小さくなるが、重水プリモデレータを使用するとピーク強度が大きくなることも示された。中性子工学の観点から、最小のライナー長さが得られた。

報告書

非結合型水素モデレータにおけるプリモデレータの拡張効果

原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎

JAERI-Research 2000-014, p.40 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-014.pdf:2.99MB

大強度核破砕中性子源において検討されている非結合型超臨界水素モデレータの高性能化を目指して、核的特性に関する検討を行った。計算には、NMTC/JAERI97コード及びMCNP4Bコードを用いた。計算の結果、平面型のプリモデレータをターゲットとモデレータの間に設置した場合は、中性子強度はプリモデレータ厚さ1.5cmで利得が最大になり、モデレータ内核発熱はプリモデレータ厚さ増加に従って単調に減少するとともに、パルスの時間半値幅はほとんど変わらないことが示された。これは、プリモデレータ導入が、今後の熱中性子モデレータの設計に有効であることを示す。また、プリモデレータをモデレータの周りに巻いて、中性子ビーム引き出し孔側に拡張すると、パルスの時間半値幅はほとんど変わらず、モデレータ内核発熱が軽減されることが示された。さらに、プリモデレータ厚さ1.5cm拡張長さ5cmで最大の中性子強度が得られることが示された。また、プリモデレータの反射体材質依存性として、鉛反射体の方が、ベリリウム反射体より、プリモデレータ効果が大きいことが示された。一方、ポイズンにより中性子特性が向上することが示されたが、MW級に核破砕中性子源では、ポイゾン中での発熱が膨大であることから、その使用は不可能であると結論された。デカップリングエネルギー依存性の計算結果から、デカップリングエネルギー1eVが、モデレータ特性にとって最適であることが示された。モデレータの厚さとモデレータの側面サイズ及び中性子引出し面サイズに関して検討を行った結果、モデレータサイズや中性子ビーム引出し面サイズは、それぞれ12$$times$$12$$times$$5cm$$^{3}$$、10$$times$$10cm$$^{2}$$が最適であることが示された。以上の結果をもとに、基準非結合型水素モデレータモデルを提案した。

論文

Recent progress in design sutdy of Japanese spallation neutron source

渡辺 昇; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 大山 幸夫

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.12 - 0, 2000/00

統合計画核破砕パルス中性子源の設計開発研究の最近の進展について、中性子工学研究を中心にターゲット開発の現状について述べる。中性子工学では、ターゲット・モデレータ・反射体系の概念設計の高度化を非常に広範囲な要素別に最適化研究を行い種々の新しいアイディアの提案とともに、世界最高性能の実現に向けて迫りつつある。このような高性能をターゲット工学の立場から可能とするため、熱流動、構造・材料にわたる広範囲な開発研究が進行中で、その問題点、開発シナリオ、最近の技術的データ、解析結果等について述べる。また計画の第一期にあっては陽子ビーム出力は1MWであるが第二期にあっては5MWに増力されることが本計画の重要な柱であり、そのためにはどのような陽子エネルギー、パルス繰り返し周波数を目指すべきかを判断するための基礎となるデータを蓄積中で、そのことについても報告する。

報告書

Neutronics study on the JAERI 5MW spallation neutron source; Neutronic performance of the reference target-moderator-reflector system and the target shape/size effects

勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 甲斐 哲也; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*

JAERI-Research 99-020, 33 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-020.pdf:1.83MB

原研中性子科学研究計画で目指す5MW短パルス核破砕中性子源で提案されている基準ターゲット・モデレータ・反射体システムの性能評価を行うため、各種モデレータから得られる冷、熱及び熱外中性子強度に関するニュートロニクス計算を行った。陽子ビーム出力(MW)当たりの中性子強度は、最も関心の高い冷中性子の場合、他の計画中(SNS及びESS)の同規模の大強度中性子源と比較して高い効率で得られることがわかった。さらに、5MWの出力では、現存するILL強力中性子源の時間積分強度で1.5倍、ピーク強度で約80倍の強度を与える結果となった。また、基準系に対するターゲット形状/サイズの中性子強度に及ぼす影響を検討した。その結果、ターゲット形状の変化は、特にモデレータのない方向の増減は、中性子強度に大きな影響を及ぼさないことが示され、ターゲットの工学的な設計上の大きな裕度を与え得ることが明らかとなった。

報告書

A Target-moderator-reflector concept of the JAERI 5MW pulsed spallation neutron source

渡辺 昇*; 勅使河原 誠*; 相澤 一也; 鈴木 淳市; 大山 幸夫

JAERI-Tech 98-011, 15 Pages, 1998/03

JAERI-Tech-98-011.pdf:1.02MB

原研における中性子化学研究計画では、主加速器として陽子エネルギー1.5GeV、総ビーム出力約8MWの超伝導リニアックが考えられており、そのうちの約5MWを用いて世界最大級の短パルス核破砕中性子源施設の計画が目論まれている。本稿では、大強度核破砕中性子源施設の基本的なコンセプトを構築するために、まず、完成時に重要になると考えられる実験の種類、測定器を想定し、それらに必要な冷、熱及び熱外中性子ビームを得るためのモデレータの選定を行い、実験室内における測定器の最適配置を基にターゲット・減速材・反射体システムのコンセプトを提案した。中性子源施設の性能指標としては、各ビームラインの中性子ビーム強度とビームラインの数の積で表せるが、できる限り多くの測定器が設置できるよう工夫した結果、中性子ビームラインが30本以上、中性子測定器が40台以上設置できる配置案が得られた。

報告書

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB

SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。

報告書

Pre-analyses of SS316 and SS316/Water bulk shielding experiments

今野 力; 前川 藤夫; 岩井 厚志*; 小迫 和明*; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 前川 洋

JAERI-Tech 94-019, 43 Pages, 1994/10

JAERI-Tech-94-019.pdf:1.64MB

93 ITER/EDA緊急タスクの一つとして、JA-3(バルク遮蔽実験:第1段階A「SS316とSS316/水実験の予備・本解析と準備」)が認められた。本レポートは、SS316とSS316/水実験の予備解析の結果をまとめたものである。SnコードDOT3.5と断面積セットFUSION-40を用いた解析結果から、SS316実験体系は、直径1.2m、厚さ1.1mの円筒形状で、厚さ0.2mの中性子反射体を付けたものがよいことがわかった。また、SS316/水実験では、SS316と水の非均質構造による遮蔽性能に対する影響は、30mmまでの厚さの水に対しそれほど大きくなかった。更に、実験室の壁で反射した中性子によるバックグランドを低減させるための方法をSnコードDOT-DDと断面積セットDDXLIB3を使って調べた。その結果、厚さ0.1m以上のポリエチレンの追加遮蔽体を設置したものが最も有効であった。これらの予備解析結果を基に、SS316とSS316/水実験のための最終的な実験体系の構成を決定した。

口頭

J-PARCにおける反射体・減速材予備機用のAu-In-Cd合金デカップラーの開発状況

大井 元貴; 勅使河原 誠; 原田 正英; 高田 弘

no journal, , 

大強度陽子加速器施設(J-PARC)の核破砕中性子源では、3GeV陽子ビームを水銀ターゲットに入射して発生させた中性子を液体水素減速材で減速し、実験装置にパルス状の中性子ビームとして供給している。反射体と減速材の設計寿命は30,000MWh(1MWで6年)であり、現在予備機の製作を進めている。使用中の1号機では、Ag-In-Cd合金デカップラーを使用しているが、残留放射能の低減のために予備機ではAu-In-Cd合金デカップラーを採用した。Au-In-Cd合金は反射体・減速材予備機のために独自に開発したものであり、合金の製造・加工方法、アルミ合金A5083とのHIP接合に関するR&Dを行っている。反射体には合金を3mm及び2mmの平板に加工し、減速材容器には減速材形状に合わせた湾曲形状への加工をそれぞれ鋳造によって行った。HIP接合においては、温度, 時間, 表面状態等をパラメータとして接合試験によって最適な条件を決定し、実機製造に反映した。反射体予備機は平成27年度末に納入され、現在はAu-In-Cd合金を内蔵した非結合型減速材およびポイズン型減速材の製作を進めている。

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