Reliability evaluation of SPEEDI's prediction by comparison with calculated results based on meteorological observation data

林津 雄厚*; 芹澤 茂*; 山崎 哲夫*; 梅山 信昭*; 森内 茂*; 半田 博之*; 大西 良一*; 竹村 守雄*; 茅野 政道; 永井 晴康; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

原子力安全技術センターで運用されているSPEEDIの予測精度を評価するために、予測気象場による線量分布予測結果と気象観測データを用いた解析気象場による線量分布解析結果の比較を行った。比較試験は、原子力発電所13施設を対象として2005年4月から1年間週1回の頻度で実施し、日中,夕刻,夜間,朝の時間帯にそれぞれ放射性希ガスを1Bq/hで6時間放出したときの外部被ばく線量分布を求めた。約2500ケースの試験結果を統計解析した結果、次の予測精度情報が得られた。(1)最大線量値の比は対数正規分布を示し、中央値0.77倍,99.7%信頼限界の範囲0.09から6.2,(2)高線量域の方向が3方位内で一致する頻度61%,(3)高線量域の距離の差は正規分布を示し、平均値-0.1km,99.7%信頼限界の範囲-6.2から6.0kmであった。

Benchmark analyses of neutron streaming experiments for proton accelerator facilities

中野 秀生*; 増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄*; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.50 - 53, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875642

陽子加速器施設における迷路,貫通孔等の中性子ストリーミングに関する種々の評価手法に対する精度検証を行うために幾つかの計算コードを用いたベンチマーク実験解析を実施した。これにより、NMTC/JAM,MCNPX及びDUCT-IIIはJ-PARCの遮蔽設計及び安全評価における中性子ストリーミングの計算に充分適用可能であることを確認した。

Estimation of activity and dose distributions around a proton linac induced by beam spill

中島 宏; 笹本 宣雄; 坂本 幸夫; 草野 譲一; 長谷川 和男; 半田 博之*; 林 克己*; 山田 弘文*; 阿部 輝男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.870 - 874, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10875014

中性子科学研究計画では、大強度陽子線形加速器の建設を計画している。この線形加速器の保守にあたっては、"Hands-on-Maintenance"が提案されている。この保守を可能にする線量及び放射能レベルを達成するための目安として、1W/mのビームロス率が採用されようとしている。しかし、この値は経験によるものであって、実験や計算によって確認されたものではない。そこで、NMTC/JAERI97及びDCHAIN-SPを用いて、このビームロス率により加速管及びその周囲に生じる放射能分布を計算した。さらに、QAD-CGGP2を用いて、加速管周囲の線量分布を計算した。その結果、1年間の運転直後の放射能レベルは、最大で数kBq/gであることから、1W/mのビームロス率で"Hands-on-Maintenance"が可能であることを明らかにした。

JASPER Experiments and Analyses of IHX Sodium Activation and Gap Streaming Mockups

庄野 彰; 角田 弘和*; 竹村 守雄*; 半田 博之*

Proceedings of 1996 Radiation Protection and Shielding Division Topical Meeting, 0 Pages, 1996/00

本件は、米国エネルギー省(DOE)と動燃の共同研究として実施した日米共同高速炉遮蔽ベンチマーク実験(略称JASPER)の実験解析結果のうち、前回の会議以降に解析を実施したIHX実験及びギャップストリーミング実験に関する報告を行うものである。IHX実験の解析では、モンテカルロ計算コードMORSE等を使用した解析により、高速炉の中間熱交換器内部を流れる2次冷却材ナトリウムの放射化特性に及ぼすIHX局所遮蔽形状の影響評価に有用な情報が得られた。また、中性子ビーム中心軸に対して非対称に遮蔽体を配置した体系の解析により、3次元輸送計算コードTORTの性能を検証した。ギャップストリーミング実験の解析により、高速炉の原子炉容器上部に設置される機器等の周囲に存在し得る円環状間げきにおける中性子ストリーミング特性評価に有用な情報が得られた。

2次元S輸送計算コードDOT3.5用入力データ自動作成パソコンプログラム; DOG-IIの開発

小泉 興一; 林 克己*; 半田 博之*; 山田 光文*; 鴨川 進*; 高津 英幸; 関 泰; 佐藤 聡

JAERI-M 92-106, 62 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-106.pdf:1.0MB

2次元放射線輸送計算コードDOT3.5の入力データ作成用のパソコンプログラムを作成した。本プログラムは、幾何形状作成部とパラメータ作成部に分けられ、特に幾何形状入力に関して省力化が図られているので、複雑な形状のモデル作成に有効である。また、既存データの表示と修正を簡易に行うことができ、作業結果は大型計算機へ入力するカードイメージのデータとして得られる。本報告書では、これらの機能の設定と概略機能をまとめると共に、操作マニュアルを添付した。

「常陽」MK-II遮蔽解析(I)-C

中尾 昇*; 天田 達雄*; 堀江 淳之助*; 竹内 純*; 半田 博之*; 瀬端 正男*

PNC TJ202 84-06, 235 Pages, 1984/06

PNC-TJ202-84-06.pdf:5.71MB
PNC-TJ202-84-06TR.pdf:3.69MB

Shielding analyses of the JOYO MK-II have been performed in order to confirm the shlding design method for the prototype fast breeder reactor, MONJU, and to obtain theata for estimation of the shielding design margin. The method used here is almost t same as the design method of MONJU. The only difference is the cross-sections thatre generated from the JENDL-2. The calcuational flux distributions have been first tained by a series of the ANISN and DOT calculations, then compared with measurement The primary results obtained in this analysis are as follows: (1) The calculationaresults agreed with the measurement within a factor of 5 in a wide range of the reacr, taking into consideration the effect of fuels in an in-vessel fuel storage rack, e flux-to-reaction rate conversion factors and the effect of the detector guide tuben the measurement. (2) The fuels in the in-vessel fuel rack have a strong effect onast nutron flux levels in the fuel rack, but have a little effect on neutron