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増山 大輔*; 福地 郁夫*; 諸橋 裕子
no journal, ,
Analyses with the Japanese latest nuclear data library JENDL-4.0 were carried out on the neutron bulk shielding experiments in Fast Flux Test Facility (FFTF). FFTF is one of the experiments useful to evaluate the FBR shielding design accuracies. Neutron attenuation rates in several materials, such as sodium and stainless steel were measured using activation-foils method and recoil type neutron detectors. An effective macroscopic cross section set composed of 199-group for neutron was calculated with JENDL-4.0, and simulation analyses were performed using the two-dimensional discrete ordinate calculation code, DORT. C/E values for the fast neutron (67 keV-2.2 MeV) and the total neutron (5.5 keV-2.2 MeV) fluxes, and neutron capture reactions for the foils were evaluated. The C/E values become smaller than 1.0 in general, whereas the existing results referred in the current Monju shielding design based on nuclear data library ENDF/B-IV are larger than 1.0.
増山 大輔*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 久保 重信
no journal, ,
75万kWe実証施設を対象に、Ss以上の地震の発生によって2台の1次主循環ポンプが瞬時に軸固着に至ると想定した安全解析を行い、炉心燃料の健全性を評価した。炉心の全集合体を模擬した解析により最も冷却材温度が高くなる集合体を同定し、その集合体を対象にサブチャンネル解析コードを適用することで、炉心内流路を詳細化した解析を実施した。解析の結果、ポンプ2台軸固着よりも制御棒挿入が先行すれば、集合体間及び集合体内流量再配分の効果により、安全性の判断基準を満足することがわかった。
河口 宗道; 土井 大輔; 増山 大輔; 清野 裕; 小西 賢介; 宮原 信哉
no journal, ,
Na-コンクリート反応の停止機構の解明を目的として、反応しきい温度以上に加熱した長時間試験を実施した。試験から、Naが十分存在している状況下で、かつNaを加熱し続けた状態でも反応が停止することを確認した。
日比 宏基*; 福地 郁生*; 増山 大輔*; 杉野 和輝; 大木 繁夫
no journal, ,
高速炉に高性能遮蔽材を用いる時に顕著となる、(a)遮蔽体からの中性子ストリーミング、(b)炉心槽での中性子束分布周方向不均一性、(c)B
C遮蔽材での
B燃焼効果による影響を評価し、設計対応を検討した。
斎藤 裕幸*; 日暮 浩一*; 増山 大輔*; 大木 繁夫; 大釜 和也; 前田 誠一郎
no journal, ,
次世代ナトリウム冷却高速炉の中性子遮蔽候補材に対し、遮蔽性能・構造健全性等に対する得失を整理し、使用条件に応じた構造最適化方策をまとめた。