改良舶用炉MRXの中性子検出器案内管部遮蔽解析

三浦 俊正*; 石田 紀久; 平尾 好弘*

JAERI-Tech 98-030, 38 Pages, 1998/08

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改良舶用炉MRXでは炉外核計装用中性子検出器を格納容器外側から原子炉容器周辺の所定の位置まで挿入するため検出器案内管を配置する。案内管は遮蔽欠損部なので放射線の透過やストリーミングのため格納容器外側の線量率を高める原因となる。そこで案内管部の最適遮蔽設計に資することを目的として同部分の遮蔽計算を行った。計算には二次元輸送計算コードとモンテカルロ計算コードの接続計算手法を用いた。ストリーミングに関するモンテカルロ計算では統計精度をあげるため案内管の近傍のみを解析した。この方法の信頼性はJRR-4における実験を解析することにより確かめた。MRXの遮蔽計算の結果、案内管出口での線量率は設計基準に近い値であった。線量率を下げるには案内管は線源部が直視できないように湾曲させればよいことが明らかとなった。

Experimental study on neutron streaming through steel-walled annular ducts in reactor shields

三浦 俊正*; 笹本 宣雄

Nuclear Science and Engineering, 83, p.333 - 349, 1983/00

https://doi.org/10.13182/NSE83-A17567

中性子ストリーミング計算を評価するための実験データーを得ることを目的としてJRR-4において鋼壁円環ダクト内の中性子束分布の測定が行われた。実験体系としては主冷却管周辺部、一体型舶用炉の主循環ポンプの周辺部、90°屈曲ダクトをそれぞれ模擬した体系および空隙巾並びに原子炉に対するダクトの設置位置をパラメーターとした6つの体系がとられた。これらの体系に対し放射化法によって反応率と中性子束が30%の精度で絶対値で求まっている。また実験データーに基づいて原子炉遮蔽体を貫通する鋼壁円環ダクトの軸方向中性子束分布を表わす経験式が得られた。これは直視面積Slの平方根を軸方向の単位距離とする簡単な距離の関数で表現されている。式の精度は原子炉に対するダクトの設置位置、中性子エネルギー、鋼壁の厚さおよびダクト周辺物質を考慮に入れて調べられた。式の精度は一般に3√Slから30√Slの範囲で30%以内である。

遮蔽ベンチマーク問題

田中 俊一; 笹本 宣雄; 岡 芳明*; 川合 将義*; 中沢 正治*; 中村 尚司*; 播磨 良子*; 平山 英夫*; 古田 悠; 三浦 俊正*; et al.

JAERI-M 7843, 219 Pages, 1978/09

JAERI-M-7843.pdf:19.05MB

本報告は、日本原子力学会「遮蔽設計法」研究専門委員会の遮蔽実験評価ワーキンググループにおいて、作成された遮蔽ベンチマーク問題を原研、遮蔽研究所において編纂したものである。本報告書には、discrete ordinate輸送計算コードとモンテカルロコードの計算手法や計算精度を評価したり、あるいは核定数を評価したりするため、中性子およびガンマ線の各種線源に対する21種類のベンチマーク問題が集録されている。