中性子源工学分野
我々の研究分野では、原子炉や加速器中性子源の開発および高度利用に関する研究、核燃料・材料媒質での中性子挙動の解明と核反応・核変換工学に関する研究、中性子源施設における健全性診断技術の研究開発と安全性評価に関する研究をおこなっています。
教員
中島 健 ( Ken NAKAJIMA )
教授（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
研究炉を用いた実験的原子炉物理学、加速器駆動システム（ADS)の核特性研究、臨界安全、臨界事故解析
主な担当講義
原子炉安全工学、原子力工学応用実験
連絡先
複合原子力科学研究所
TEL: 0724-51-2457
FAX: 0724-51-2658
E-mail: nakajima@* (スパム対策のためメールアドレスを省略しております。@の後にはrri.kyoto-u.ac.jpを追加して下さい。)
石 禎浩 ( Yoshihiro ISHI )
准教授（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
加速器を用いた中性子源の開発を行っています。特に中性子発生及び利用効率の高い加速器システム並びに加速内でのビーム動力学が主な研究テーマです。
連絡先
複合原子力科学研究所
TEL: 072-451-2436
E-mail: ishi@* (スパム対策のためメールアドレスを省略しております。@の後にはrri.kyoto-u.ac.jpを追加して下さい。)
高橋 俊晴 ( Toshiharu TAKAHASHI )
准教授（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
電子加速器を用いた大強度テラヘルツ放射光の発生とその利用研究。
連絡先
複合原子力科学研究所（熊取地区）研究棟1Fプレハブ研究室
TEL: 072-451-2409
FAX: 072-451-2602
E-mail: takahasi@* (スパム対策のためメールアドレスを省略しております。@の後にはrri.kyoto-u.ac.jpを追加して下さい。)
堀 順一 ( Jun-ichi HORI )
准教授（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
長寿命放射性廃棄物の消滅処理の有効性評価に必要な核データに関する実験研究及び中性子共鳴解析と共鳴捕獲ガンマ線スペクトルに関する研究を行っています。
連絡先
複合原子力科学研究所
TEL: 0724-51-2427
FAX: 0724-51-2620
E-mail: hori@* (スパム対策のためメールアドレスを省略しております。@の後にはrri.kyoto-u.ac.jpを追加して下さい。)
上杉 智教 ( Tomonori UESUGI )
助教（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
連絡先
複合原子力科学研究所
FAX: 0724-51-2620
E-mail: touesugi@* (スパム対策のためメールアドレスを省略しております。@の後にはrri.kyoto-u.ac.jpを追加して下さい。)
栗山 靖敏 ( Yasutoshi KURIYAMA )
助教（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
先進加速器開発とその応用が研究テーマです。現在は、中性子源のための加速器の研究を行っております。
連絡先
複合原子力科学研究所
TEL: 072-451-2329
E-mail: kuriyama@* (スパム対策のためメールアドレスを省略しております。@の後にはrri.kyoto-u.ac.jpを追加して下さい。)
寺田 和司 ( Kazushi TERADA )
助教（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
連絡先
複合原子力科学研究所
沈 秀中 ( Xiuzhong SHEN )
助教（複合原子力科学研究所）
研究テーマ
1) 発電用軽水型原子炉の安全評価のための熱流動特性計測とモデリング研究
2) 試験研究炉安全解析と安全評価研究
3) 試験研究炉の燃料板間における気液二相流の流動特性と界面輸送機構の解明研究
4) 軽水炉固有安全性に係る円形と矩形大口径管内多次元気液二相流特性研究
5) 高速増殖炉効率と安全向上のための液体金属気液二相流の界面輸送機構研究
連絡先
複合原子力科学研究所
TEL: 072-451-2456
FAX: 072-451-2658
E-mail: shen.xiuzhong.5v@* (スパム対策のためメールアドレスを省略しております。@の後にはkyoto-u.ac.jpを追加して下さい。)
研究テーマ・開発紹介
核融合炉核データのベンチマーク実験と検証
核融合炉の中性子工学的設計においてその精度に最も大きく影響するのは、物質と中性子との核反応データである。現在日本のJENDL-3.3はじめ 世界中からいくつかのセットが公開されているが、これらのデータは必ずしも全てが実験値によって裏付けられてはいない。したがって、これらの適用性は実験的に確認しなければならない。
そのための研究が核データベンチマークである。これには単純な形態の試料を使って十分精度の高い実験値を取得し、これに対応する理論値を、十分に正確な計算手法により、検証対象とする核反応データを使用して求める。
本研究の場合は核融合炉材料からなる球状の試料から出てくる中性子エネルギースペクトルを測定して検証に使用した。
実験値と計算値の両者を比較して、核反応データの内包する問題点を抽出する。さらに問題点の抽出にとどまらず、さらに原因の究明と改良の方向を見いだすために、核反応データを数値的に変化させることにより、スペクトルの個々の核反応への依存性（感度）を求めた。これによりいくつかの核種について核反応データの原因と改良点を指摘した。
これまでに測定した核種は、Li、F、Si、Ti、Cr、Mn、Co、Cu、As、Se、Zr、Nb、Mo、Wである。これらの実験データはIAEA核データセクションにおいて核データベンチマークとして採用されている。
図-1 直径60㎝ の測定試料。左から重陽子が入射し、試料中心で14MeVの核融合中性子が発生し、様々な相互作用の結果試料から漏洩する中性子のエネルギースペクトルを、中性子飛行時間法によって測定する。
図-2 Zrについて測定した中性子エネルギースペクトルと、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP4Aで計算した理論値。これらの違いから対象とする核データの精度を検証し、改良の方法を検討する。
マイナーアクチニド核種及び長寿命核分裂生成物核種に関する中性子核データの実験研究
マイナーアクチニド（MA）に関連する核データは、高燃焼燃料におけるMAや、超ウラン元素（TRU）の生成・燃焼評価において不可欠とされるが、これらに関する核データの現状は、こうした評価を進める上において必ずしも十分なデータ量、質を有しているとは言い難い。そこで、電子線型加速器を用いた飛行時間分析法、及び鉛スペクトロメータを用いて、Np-237、Am-241、242m、243、Th-229、Pa-231などのMA核データを実験的に明らかにするための研究をおこなっている。
また、長寿命核分裂生成物（LLFP）核種の核データについても、その重要性にもかかわらず、MAの場合と同様、不十分な状況にある。そこで、Tc-99、Rh-103、In-115、I-129、Cs-133、Pr-141などについて、電子線型加速器、鉛スペクトロメータなどを用いて、これらの中性子捕獲断面積の測定をおこなっている。
これまでに、電子線型加速器を用いた中性子飛行時間分析法によって、従来不十分であったMAやLLFP核種の核データを新たに提供することができた（たとえば図-3）。
図-3 Np-237の中性子捕獲断面積測定の結果
発電用軽水型原子炉の安全評価のための熱流動特性計測とモデリング研究
1942年に核分裂反応を制御する能力が実証され、1954年に核分裂駆動の発電機（原子力発電）を送電網に実装してより、約500基の発電用原子炉が安全に運用されている。これらの原子炉の安全運転と事故防止・緩和を確保するため、原子炉の熱流動挙動を詳細に理解することが重要である。通常運転時の沸騰水型原子炉と事故時の加圧水型原子炉の炉心では冷却水が沸騰し気液二相流となるため、気液二相流特性を支配する非均質・間欠的流動挙動の把握、モデリング及びシミュレーションは、軽水炉経済性・安全性評価の要である。軽水炉のような巨大システムの安全性を実規模試験で実証することは困難であり、その安全性予測・設計妥当性確認のためには、一般に軽水炉の核・熱水力安全解析コードが用いられる。安全解析コードは、運転時過渡変化と事故時事象の発生とその進展のシミュレーションに用いられ、各国で最適予測コードの開発・改良が進められている。安全解析コード開発には、冷却水の質量、運動量、エネルギー保存則を閉じるための各構成熱流動現象をモデル化した構成方程式の高度化とシミュレーション結果の妥当性検討を行うための高精度データベースの構築が必要である。そのため、当分野は、気液二相流の界面詳細情報を測定できる、４本の光ファイバーで構成する先進４センサ・プローブ（図-4）の計測法を開発し、軽水炉ロッドバンドル燃料集合体を模擬した実験装置（図-5）を製作し、ロッドバンドル内気液二相流の局所計測によるデータベースの構築と界面輸送現象をモデル化した構成方程式の開発を行う。
図-4 先進4センサー・プローブ
図-5 軽水炉ロッドバンドル燃料集合体模擬実験装置