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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。
奥野 浩; 小室 雄一; 中島 健; 野村 靖; 内藤 俶孝; 仁科 浩二郎*; 西堀 俊雄*; 松本 忠邦*; 三好 慶典; 高井 克昭*; et al.
JAERI-Tech 95-048, 168 Pages, 1995/10
昭和63年に科学技術庁編として刊行された「臨界安全ハンドブック」の見直しの準備作業を同年度から進めてきた。その結果を臨界安全ハンドブックの改訂準備資料としてここにまとめて公開する。内容としては、「評価対象のモデル化」及び「安全解析評価の方法」を重点的に補充し、ハンドブックには記載されなかった「化学プロセスの臨界安全」、「臨界事故とその評価方法」及び「臨界警報装置の設計・設置の考え方」について新しく記載した。
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。
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。
