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論文

The Integral experiment on beryllium with D-T neutrons for verification of tritium breeding

Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; Klix, A.*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 82(1), p.1 - 9, 2007/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.51(Nuclear Science & Technology)

増殖ブランケット核特性実験に使用するベリリウムの核的特性の検証を目的として、ベリリウム体系の積分ベンチマーク実験を原子力機構FNSで実施した。直径628mm,厚さ355mmの疑似円柱体系に14MeV中性子を照射し、体系内に埋め込んだ炭酸リチウムペレットのトリチウム生成率を液体シンシレーションカウンタ法で測定した。実験結果は、中性子モンテカルロコードMCNP-4Cで解析した。なお中性子輸送用核データとしてはFENDL/MC-2.0及びJENDL-3.2/3.3、リチウムの反応率用にはJENDLドジメトリファイル及びENDF/B-VIを使用した。どの核データを使用した計算も、実験値と誤差10%以内で一致し、ベリリウムの核的特性に大きな問題はないことを確認した。

論文

Methods for tritium production rate measurement in design-oriented blanket experiments

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

Fusion Science and Technology, 48(1), p.650 - 653, 2005/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.79(Nuclear Science & Technology)

ブランケット設計のための核特性実験においては、トリチウム生成率の精度を確認することが必要である。実験体系はブランケットの設計にしたがって、できるだけ忠実に模擬した多層体系が必要であり、その中のトリチウム生成率分布を測定する手法は、感度と位置分解能が大きく、かつ中性子場を乱さないことが重要である。トリチウム生成率の精度検証のためにはトリチウム生成率を直接測定することが必要である。ここでは炭酸リチウムの粉末を圧縮したぺレットをトリチウム増殖層の埋め込み、照射後、ペレットを酸で溶解し、中和後液体シンチレーション法で測定する。2Bq/gのトリチウム生成量で測定誤差5%が得られるが、FNSでは8時間以上の照射が必要となる。間接的測定法はパラメータサーベイ的な実験に便利である。もしリチウムと同じようなエネルギー応答関数を持つ放射化反応があれば、リチウムペレットの代用として使用できる。そこで$$^{6}$$Liのトリチウム生成反応に対し$$^{31}$$P(n,$$gamma$$)$$^{32}$$P、$$^{7}$$Liのトリチウム生成反応に対し$$^{32}$$S(n,p)$$^{32}$$Pに着目し、ぺレットとしてNH$$_{4}$$PH$$_{2}$$O$$_{2}$$.とCH$$_{3}$$SO$$_{2}$$CH$$_{3}$$を採用した。これらを用いることにより、リチウムのぺレットの1/100の照射事件で十分な計数を得られることを明らかにした。

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

Neutronics integral experiments of annular blanket system simulating tokamak reactor configuration

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。

論文

Neutronics integral experiments of simulated fusion reactor blanket with various beryllium configurations using Deuterium-tritium neutrons

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。

論文

Design and techniques for fusion blanket neutronics experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

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。

論文

Measurement techniques for fusion blanket neutronics experiments

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:4 パーセンタイル:53.91

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。

論文

Tritium production-rate measurement techniques developed at FNS/JAERI

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$$_{2}$$Oペレットによる液体シンチレータ法,(4)オフライン法、Li$$_{2}$$O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。

論文

Spectrum weighting function method for in-situ fast neutron and gamma-ray response measurements in fusion integral experiments with an NE213 scintillation detector

大山 幸夫; 関山 和徳*; 前川 洋

Fusion Technology, 26, p.1098 - 1102, 1994/11

小型のNE213液体シンチレーション検出器を用いたスペクトル荷重関数法を実験体系内での積分中性子束、$$^{7}$$Liのトリチウム生成率及びガンマ線発熱率の測定に応用した。NE213は中性子とガンマ線の弁別が可能であるため、各々に対応した核特性パラメータを求めることができる。この方法は検出器の応答関数から求めたい核特性パラメータへの応答関数へ変換を行うスペクトル荷重関数を積分方程式を解くことで求め、測定された波高分布データの荷重和をとることで簡単かつ迅速にデータ処理を行うことができる。また、結果の統計的安定性もよく、核特性パラメータの応答関数(例えば$$^{7}$$Li(n,n'$$alpha$$)$$^{3}$$T断面積)の精度が充分良ければ、検出器の精度によって実験誤差は支配される。この方法は、直接測定できる検出器のない場合や、ガンマ線の例のように小型検出器で通常のスペクトルアンフォールディング法が適用できない場合などに特に有効である。

報告書

Second international comparison on measuring techniques of tritium production rate for fusion neutronics experiments(ICMT-2)

前川 藤夫; 前川 洋

JAERI-M 93-017, 53 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-017.pdf:1.67MB

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。

論文

Annular blanket experiment using a line DT neutron source; Phase IIIA of the JAERI/USDOE collaborative program on fusion neutronics

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。

報告書

JENDL-3を用いた多群二重微分型断面積ライブラリーの作成と核融合ニュートロニクス・ベンチマークテスト

中川 正幸; 森 貴正; 金子 邦男*

JAERI-M 90-097, 95 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-097.pdf:1.66MB

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。

論文

Tritium production-rate distributions in a Be-sandwich lithium-oxide cylindrical assembly

前川 洋; 山口 誠哉; 大山 幸夫; 小迫 和明*

Fusion Technology, 15(2), p.1283 - 1286, 1989/03

FNSを用いた日米共同実験で示されたBeを含むブランケット模擬体系でのトリチウム生成率(TPR)の実験と計算を不一致を側面から検討するため、単純形状による模擬体系でTPRを測定した。実験配置は既に実施したベンチマーク実験と同様で、実効半径31.5cm、5.08cm厚のBeの前に5.06cm、後に50.6cmの酸化リチウムの領域がある体系を用いた。中心軸上のTPRはLi$$_{2}$$Oペレット、LiFのTLD、Liガラスシンチレータ、NE213シンチレータの4つの手法で測定した。

論文

An on-line method for tritium production measurement with a pair of lithium-glass scintillators

山口 誠哉; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 254, p.413 - 418, 1987/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:13.8

中性子・ガンマ線混在場における、$$^{6}$$Li,$$^{7}$$Liガラス・シンチレータの応答の差を利用して、$$^{6}$$Liによるトリチウム生成率を測定する方法を開発した。本方法の特長は、(1)高感度である、従って重照射を必要としない。(2)オンラインで測定できる。(3)位置分解能が良い、ことである。両シンチレータの利得およびガンマ線検出効率の差を調整することにより、精度良くトリチウム生成率を測定することができた。本方法を、ブランケット・ベンチマーク実験に適用し、液体シンチレータ法の結果と比較した結果、誤差の範囲で一致した。

論文

Measured neutron parameters for phase 1 experiments at the FNS facility

前川 洋; 中村 知夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小方 厚; 津田 孝一; 大石 晃嗣*; K.G.Porges*; E.F.Bennett*; T.J.Yule*; et al.

Transactions of the American Nuclear Society, 52, p.109 - 110, 1986/00

原研/米国DOE協同研計画の第1段階実験がFNSを用いて実施された。ブランケット模擬体系はLi$$_{2}$$Oをトリチウム増殖材としたもので、FNSの第1第2ターゲット空間の壁に備えられた貫通孔に設置、回転ターゲットからのD-T中性子を利用し、実験した。実験では基礎となるRNTからの中性子源特性として、エネルギースペクトルや角度分布を測定した。次いで、Li$$_{2}$$Oのみの基準系、種々の第1壁を模擬したFW系、Beによる中性子増信効果を調べるBe系で、実験が行なわれた。最も重要な測定項目であるトリチウム生成率(TPR)はオンライン法として、$$^{6}$$LiについてはLiグラスシンチレータ、$$^{7}$$Liに対してはNE213シンチレータで、また、積分法として、Li$$_{2}$$Oペレット及びLiメタルサンプルを用いた液体シンチレーション法で測定した。放射化箔による反応率やNE213及びPRCによるスペクトルも測定した。

報告書

U.S./JAERI Fusion Neutronics Calculational Benchmarks for Nuclear Data and Codes Intercomparison

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

JAERI-M-85-201.pdf:7.19MB

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。

報告書

リチウム・ガラス・シンチレータによるトリチウム生成率の測定法

山口 誠哉; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋

JAERI-M 85-086, 40 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-086.pdf:1.12MB

核融合炉中性子工学実験への適用を目的とし、$$^{6}$$Li、$$^{7}$$Liガラス・シンチレー夕を用い、$$^{6}$$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。$$Gamma$$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$$gamma$$線検出効率比は、測定により決定した。$$^{6}$$Li(n,n'd)$$^{4}$$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、$$alpha$$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。

報告書

二重微分型断面積を用いたMORSE-DDコードのベンチマークテスト

中川 正幸; 森 貴正; 石黒 幸雄

JAERI-M 85-009, 55 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-009.pdf:1.32MB

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。

報告書

Measurements of Tritium Production-Rate Distribution in Simulated Blanket Assemplies at the FNS

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

JAERI-M-83-196.pdf:0.62MB

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)Li$$_{2}$$O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$$^{7}$$Li(n、n'$$alpha$$)$$^{3}$$Tの断面積が妥当であることを示唆した。

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