J-PARCにおける高エネルギー陽子入射核破砕反応による核種生成断面積の測定

中野 敬太; 松田 洋樹*; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

JAEA-Research 2021-014, 25 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-014.pdf:2.1MB

加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven transmutation System)の開発に資するデータとして、Be, C, Al, Sc, V標的に対する高エネルギー陽子入射反応による核種生成断面積の測定を行った。得られた実験値は最新の核反応モデルによる計算値や評価済み核データライブラリの値と比較を行い、その再現性について議論を行った。

水蒸気改質反応用触媒の反応特性(受託研究)

大橋 弘史; 稲垣 嘉之

JAERI-Tech 2003-046, 47 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-046.pdf:3.15MB

炉外技術開発試験の試験項目の1つとして、HTTR水素製造システムと同温度・圧力条件下で水蒸気改質反応特性を明らかにすることを計画している。炉外技術開発試験における反応特性評価をより正確に実施するために、実験室規模の装置を用いて、メタン流量1.1810~3.1910mol/s,反応温度500~900,圧力1.1~4.1MPa,メタンに対する水蒸気のモル比2.5~3.5の条件下で、装置に依存しない触媒固有の性能である活性化エネルギーの評価を行った。この結果、炉外技術開発試験装置で使用する2種類のニッケル触媒の見かけの活性化エネルギーは、51.4及び57.4kJ/molであり、反応速度定数は圧力の-0.15~-0.33乗に比例することを明らかにした。

核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し,7; 安全性

関 泰

プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.795 - 801, 1998/08

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003827461

核分裂炉との対比により核融合炉の安全上の特徴を明らかにする。その特徴に即して、放射性物質の閉じ込めに重点を置いた安全確保の方策を述べる。ITERという今までで最も詳細な核融合実験炉の工学設計を対象としてなされた安全評価の結果、それ自身の安全性が確実なものとして示されたことを述べる。この結果に基づいて、将来の動力炉において格段に高い安全性を実現できる方策を示す。

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。

Integral experiment on effects of large opening in fusion reactor blanket on tritium breeding using annular geometry

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*; A.Kumar*; M.Z.Youssef*

Fusion Engineering and Design, 28, p.708 - 715, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00277-E

核融合ブランケット中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の中で、トカマク型核融合炉のトーラス構造を模擬した円環ブランケットと疑似線状線源を用いて、中性ビーム入射ポートのような大開口部が、核パラメーターに与える影響を調べる実験を行った。実験体系は、酸化リチウム層と炭酸リチウム層から成る円環ブランケットの中心に大開口部をあけたものである。酸化リチウムブランケット内のトリチウム生成率、中性子スペクトル、放射化反応率を測定し、開口部のない体系の実験結果との比較から、開口部が円環ブランケットのキャビティ内の低エネルギー中性子を減少させ、開口部と反対側のブランケット前部でのLiによるトリチウム生成率も減少させることがわかった。また、JENDL-3を用いたGMVPの計算は、3次形状の複雑な体系にもかかわらず、測定値と10%以内で一致した。

Phase IIA and IIB experiments of JAERI/US DOE collaborative program on fusion blanket neutronics; Neutronics experiment on beryllium configuration in a full-coverage blanket geometry

大山 幸夫; 山口 誠哉; 津田 孝一; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 中村 知夫; K.G.Porges*; Bennett, E. F.*; R.F.Mattas*

JAERI-M 89-215, 208 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-215.pdf:19.1MB

原研/米国エネルギ省との間ですすめている核融合炉ブランケット中性子工学に関する協力計画のフェイズIIAおよびIIB実験を行った。酸化リチウムを用いたブランケット模擬領域への入射中性子スペクトルを実際の核融合炉のものに近似させるため、このフェイズIIシリーズでは炭酸リチウムの包囲層を設けた閉鎖体系としている。特にIIAとIIBの実験では、ブランケット内に置かれるBe中性子増倍層の配置の効果を中心に調べた。測定は、トリチウム生成率、中性子スペクトル、放射化反応率等について行われた。本報告では、第1部に実験条件、体系、装置及び測定法と各測定結果を詳述し、第2部に計算解析を行うのに必要となる体系寸法、物質密度及び実験値の数値データを集め、設計計算システムの精度評価を行うためのベンチマークデータとしての利用を可能とした。

原子炉内の放射性核種

吾勝 永子

JAERI-M 82-169, 137 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-169.pdf:3.57MB

原子炉研修所では、原子炉の運転と、それに伴って派生する各種の業務について、いろいろな研修コースを設けている。前報では、諸外国の例を参考に、各研修コースに含まれている化学関係の授業について、その授業内容を再検討、整理し、授業内容項目の一案を提出した。さらにその案の初めの部分である「原子炉化学の基礎」の詳細も示した。本報はこれに続くもので、授業内容項目案の第2の部分、すなわち核分裂生成物の化学、アクチノイドの化学、および原子炉材料の放射化生成物の化学の詳細である。

The Behavior of fission products captured in graphite powder by nuclear recoil, 7; The Activation energy of the diffusion of iodine-131 in grapite

矢島 聖使; 柴 是行; 半田 宗男

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 36(3), p.258 - 263, 1963/00

https://doi.org/10.1246/bcsj.36.258

抄録なし

Correlation with cobalt-60 for radioactive nuclides in solid waste generated at Fukushima Daiichi NPS

高畠 容子; 駒 義和

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故により、放射性核種が拡散した。廃炉作業により多量の放射性固体廃棄物が発生している。固体廃棄物の放射能インベントリを求める必要がある。コバルト60はキー核種として利用されることがあり、福島第一原子力発電所で発生する固体廃棄物にも適用する可能性を検討する必要がある。本研究では、コバルト60と放射性核種の関係を議論した。物理化学的性質や核種移行過程に関わらず、コバルト60はいくつかの核種と高い相関があった。高い相関性からコバルト60はスケーリングファクター法のキー核種として利用できる可能性がある。