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論文

Radioactivity evaluation of the secondary sodium in DRACS of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.94 - 98, 2014/04

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量、DRACSのNa-24放射能濃度、2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。

論文

APPLICABILITY OF THE THREE-DIMENSIONAL TRANSPORT CODE TORT TO THE SHIELDINGANALYSIS OF THE PROTOTYPE FBR M0NJU.

白木 貴子*; 多田 恵子*; 弟子丸 剛英,*; 佐々木 研治*; 鈴置 善郎

INT.CONF.ON SUPER COMPUTING IN NUCLEAR APPLICATION, 0 Pages, 2002/00

もんじゅ原子炉まわり遮蔽性能試験解析に3次元SN法計算コードTORTを適用し、TORTコードによる解析と2次元SN法計算コードで行った設計解析と比較してTORTコードによって計算精度を飛躍的に向上できることを確認するとともにもんじゅの遮蔽設計裕度が十分であることを確認した。この知見により、もんじゅ建設所では、次回の遮蔽性能試験計画を立案するため、TORTコードをその立案のための予備解析及び既住の遮蔽性能試験の解析に積極的に適用する方針である。

論文

APPLICABILITY OF THE 3D TRANSPORT CODE TORT THE SHIELDING ANALYSIS OF THE REACTOR CAVITY SHIELDING FLOOR IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

佐々木 研治; 宇佐美 晋; 横堀 仁*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2000), 0 Pages, 2000/00

もんじゅは、従来2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉心回りの中性子束評価を実施した。しかし、原子炉上部方向及び1次主冷却室への中性子のストリーミングを防止するために設置した中間床しゃへい体は種々の貫通部及び切欠部が存在し、非常に複雑な形状をしているため、しゃへい性能を精度良く評価するためには中間床しゃへい体を3次元で取り扱う必要がある。このため、3次元輸送計算コードTORTを使用して、中間床しゃへい体を3次元にモデル化して中性子束を精度良く評価できるかどうか検討した。検討の結果、中間床しゃへい体種々の貫通部及び切欠部からの中性子ストリーミングが精度良く評価できる見通しが得られた。なお、ペーパーはPDFファイルのFORMATで提出するよう要求があったので、本次葉に示すPDFファイルのFORMAT形式で作成した。

論文

EVALUATION OF NEUTRON STREAMING AND FUTURE SHIELDING MEASYREMENT PLAN IN THE PROYOTYPE FBR MONJU

佐々木 研治

第9回放射線遮へい国際会議, 0 Pages, 1999/00

もんじゅ性能試験においては、「遮へい性能に係わる設計裕度の確認」と「遮へい解析手法の妥当性の確認」及び「将来炉のための基礎データ取得」を目的として、臨界・炉物理試験段階及び45%出力までの起動試験段階において「遮へい特性試験」を実施した。本文では、中性子ストーリーミングに注目して、「炉上部ピットの遮へい測定」、「1次主冷却系室の遮へい測定」の測定結果から、中性子ストリーミング対策がもんじゅでは十分できていることを報告するとともに、運転再開時に示威しする「遮へい特性試験計画」を報告する。

論文

RESULTS AND FUTURE PLANS FOR SHIELDING MEASUREMENTS IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

佐々木 研治

第9回放射線遮へい国際会議(ICRS-9), 0 Pages, 1999/00

もんじゅ性能試験においては、「遮へい性能に係わる設計裕度の確認」と「遮へい解析手法の妥当性の確認」及び「将来炉のための基礎データの取得」を目的として、臨界・炉物理試験段階及び45%出力までの起動試験段階において『遮へい特性試験』を実施した。本文では、中性子ストリーミングに注目して、「炉上部ピットの遮へい測定」、「1次主冷却系室の遮へい測定」の測定結果から、中性子ストリーミング対策がもんじゅでは十分できていることを報告するとともに、運転再開時に実施する「遮へい特性試験計画」を報告する。

論文

APPLICABILITY OF THE 3D TRANSPORT CODE TORT TO THE SHIELDING ANALYSIS OF THE REACTOR CAVITY SHIELDING FLOOR IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

佐々木 研治

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2000), 0 Pages, 1999/00

3次元輸送計算コードTORTを使用して、中間床遮へい体を3次元にモデル化して中性子束を精度良く評価できるか検討した。検討の結果、中間遮へい体の種々の貫通部及び切欠部からの中性子ストリーミングが精度良く評価できる見通しがえられた。

論文

Reactor physics measurements at start-up of MONJU

中島 文明; 鈴木 隆之; 宇佐美 晋; 佐々木 研治; 弟子丸 剛英; 他2名*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), E-76- Pages, 1996/00

もんじゅの性能試験のうち炉物理試験の実施内容と測定結果の全般について報告する。燃料装荷に始まった臨界近接、初臨界の達成、初期炉心の構成制御棒校正他の反応度価値測定、等温温度係数の測定、箔放射化法による出力分布評価等について試験方法、試験結果、解析との比較等について述べる。結果として、炉物理試験は延滞なく完了し、炉心特性パラメータが把握されたことを発表する。

報告書

Shielding benchmark tests of JENDL-3

川合 將義*; 長谷川 明; 植木 紘太郎*; 山野 直樹*; 佐々木 研治*; 松本 誠弘*; 竹村 守雄*; 大谷 暢夫*; 桜井 淳

JAERI 1330, 129 Pages, 1994/03

JAERI-1330.pdf:5.52MB

JENDL-3に格納されている主要な遮蔽物質の中性子断面積に対する積テストを種々の遮蔽ベンチマーク問題を解析することにより実施した。核分裂中性子問題として、次の実験を解析した。(1)ORNLにおける酸素、鉄、ナトリウムに対するブルームステック実験,(2)ASPISにおける鉄に対する深層透過実験,(3)KfKにおける鉄球からの漏洩スペクトル測定,(4)ORNLにおける鉄、ステンレススチール、ナトリウム、グラファイトに対する中性子透過実験,(5)RPIにおけるグラファイトブロックからの角度依存中性子スペクトル測定。D-T中性子問題として以下の2つの実験を解析した。(6)LLNLにおけるグラファイト、鉄球からの漏洩スペクトル測定,(7)原研FNSにおけるベリリウム、グラファイトからの角度依存中性子スペクトル測定。解析は一次元S$$_{N}$$輸送計算コードANISN,DIAC,二次元S$$_{N}$$輸送計算コードDOT3.5および三次元ポイントモンテカルロコードMCNPを用いて実施した。S$$_{N}$$輸送計算に用いて群定数はPROF-GROUCH-G/BおよびRADHEAT-V4で作成した。

論文

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Analysis of radiation streaming through the standpipes by Monte Carlo code MCNP

村田 勲; 新藤 隆一; 多田 恵子*; 佐々木 研治*; 吉田 匡志*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.359 - 364, 1994/00

HTTRの一次上部遮へい体は、31本のスタンドパイプ(S/P)が貫通しているため、その周りのギャップをストリーミングする放射線によるオペレーティングフロア上の線量当量率が増大することが予想された。このため、パラメータ計算により、S/Pの貫通構造は、S/Pからの線量当量率の寄与がコーベルからの寄与と同程度になるよう遮へい対策が施された。一方、遮へい設計において、S/Pを2次元モデルにより適切に考慮した計算を実施し、オペレーティングフロア上への線量当量率が十分小さいことを確認すると共に、S/Pからの寄与がコーベル部からの寄与と同程度であり合理的な遮へい構造になっていることを確認した。しかし、S/Pは実際には複雑な形状をしているため、3次元モンテカルロコードMCNPを用いた計算を行い、S/Pの林立効果を考慮したストリーミング係数を評価した。その結果を、2次元輸送コードを用いた遮へい設計のストリーミング係数と比較し、遮へい設計手法が妥当であることを確認した。本報は、これらの解析結果をまとめたものである。

報告書

「もんじゅ」炉心・しゃへい性能試験の概念検討(III)A

佐々木 研治*

PNC-TJ2214 88-003, 211 Pages, 1988/07

PNC-TJ2214-88-003.pdf:10.12MB

本研究は,「もんじゅ炉心・しゃへい性能試験の概念検討」(S60年度研究)に引き続き原子炉容器内及び原子炉容器室内の下記の設備について,試験方法,試験条件,試験結果の評価法等の検討を行ったものである。(1)確認用Nal/D案内管(2)ISIのペデスタル部プラグ(3)R/V バケット内液面計案内管(4)C/V LRT用測温抵抗体案内管(5)メンテナンス・ヒータ案内管(6)炉外中性子計装検出器案内管(7)入口配管ISI案内管用のB4Cプラグ(8)原子炉容器室下部空調ダクト(9)炉内中性子計装検出器案内管検討の結果,箔及び核分裂検出器をこれら案内管及びプラグに設置すれば原子炉容器内及び原子炉容器室内の低エネルギー中性子束分布が測定できることがあきらかになった。この結果に基づき,これら測定治具の構造検討と取扱い方法及び試験の為の運用法について検討した。また試験結果を予測して結果の反映事項をまとめ,試験の優先度を検討した。

口頭

実用高速炉の遮へい設計; 直接炉心冷却系の2次系ナトリウムの放射化量評価

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

no journal, , 

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量,DRACSのNa-24放射能濃度,2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。

口頭

実用高速炉の遮へい設計; モンテカルロ計算コードMCNPによるORNLナトリウム透過実験解析

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

no journal, , 

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)の2次系ナトリウムの放射化量はモンテカルロ計算コードMCNPと核データJENDL-3.3を用いて評価している。Oak Ridge National Laboratory(ORNL)で実施されたナトリウム透過実験の解析を同計算手法にて行い、中性子のナトリウム透過に対する計算精度,実用高速炉のナトリウム放射化量評価に適用する補正係数を評価した。

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