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佐々 敏信; 梅野 誠*; 水林 博*; 森 恵次郎*; 二川 正敏; 斎藤 滋; 甲斐 哲也; 中井 公一*; 雑候 章*; 笠原 芳幸*; et al.
JAERI-Tech 2005-021, 114 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-021.pdf:9.66MB
日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)にかかわる技術の研究開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を検討している。核変換実験施設は、ADSの未臨界炉心に関する物理的特性の実験的研究を行う核変換物理実験施設と、ADSを設計するための材料データベース構築及び核破砕ターゲットの工学的特性の試験を行うADSターゲット試験施設から構成される。本報告は、ADSターゲット試験施設について、施設の目標,実用ADSと本実験施設との関連について述べ、台車搭載型核破砕ターゲットを採用した実験施設の検討結果についてまとめたものである。
佐々 敏信; 大井川 宏之; 田山 隆一*; 林 克己*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.30 - 33, 2004/03
日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を進めており、ADSの技術開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を計画している。核変換実験施設のうち、ADSターゲット試験施設(TEF-T)では、出力200kWの液体鉛・ビスマスターゲットを設置するが、ターゲット外周部には被曝防止のための遮蔽体を設置する必要がある。このため、必要かつ合理的な遮蔽体構成をMCNPXコード及びATRASコードを用いて解析した。両者の結果はよく一致し、鉄及びコンクリートを組合せた約6mの遮蔽厚が必要であることがわかった。遮蔽体には、貫通孔が存在するため、これらの貫通孔からのストリーミング解析をMCNPX及びDUCT-IIIコードを用いて実施した。この結果、加速器ビームライン貫通孔には追加遮蔽が必要なこと、また、一次冷却系配管は直線部の長さと屈曲部を最適化することで、十分にストリーミング量を低減できることがわかった。
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
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。
増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 林 克己*; 秦 和夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.46 - 49, 2004/03
DUCT-IIIは、ダクト内の散乱線束の空間-エネルギー分布を表す秦の式に基づくもので、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の遮へい設計のために開発された高エネルギー中性子ストリーミング簡易計算コードである。本コードの精度検証の一貫として、DUCT-III を2回屈曲を持つTIARA迷路におけるストリーミング中性子スペクトル測定の解析に適用した。DUCT-IIIは測定された中性子スペクトル及びモンテカルロ計算を十分によい精度で再現し、線量評価には十分に適用可能であることを確認できた。ただし、DUCT-III,モンテカルロ計算ともに、熱中性子に関してはファクタ2, 3で測定値を過大評価した。
増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*; 平山 英夫*; 秦 和夫*
JAERI-Tech 2003-018, 42 Pages, 2003/03
高エネルギー陽子加速器施設の遮へい設計では、膨大でかつ複雑多岐にわたる条件のストリーミング計算が必要である。それら全てを詳細計算に頼ることは困難であり、簡易計算法がしばしば用いられる。高エネルギー中性子を対象として開発された簡易ストリーミング計算コードDUCT-IIIの精度評価を目的として、2種類のストリーミングベンチマーク計算を実施した。実験値及びモンテカルロコードによる詳細計算結果との比較検討の結果、本コードが大強度陽子加速器施設のストリーミング計算に十分適用可能な計算精度を有することを実証した。
増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄; 中野 秀生*; 田山 隆一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1268 - 1271, 2002/08
NMTC/JAERI97とJENDL-3.2ベースのライブラリを用いた。MCNP4Aによる計算で整備された高エネルギー中性子アルベドを追加して、ストリーミング簡易計算コードDUCT-IIIが作成された。このコードを高エネルギー中性子ストリーミング実験の解析に適用した。本コードは非しきい反応の反応率の測定値とモンテカルロ計算を十分に再現することができた。しかしながら、しきい反応の反応率に対する再現性は不十分であった。
堀江 淳之助*; 田山 隆一*; 中尾 登*
PNC TJ902 85-06, 549 Pages, 1985/06
高速増殖炉の一次冷却系における放射性腐食生成物(CP)挙動を解析するPSYCHEコードの精度及び解析パラメータの適合性の検証を目的として,高速増殖実験炉「常陽」を対象とした解析を実施した。また,「常陽」MK-II及び高速増殖炉原型炉「もんじゅ」におけるCP挙動の予測解析を実施した。PSYCHEコードで用いているCP挙動解析法は,構造材中の拡散,構造材と冷却材との境界での移行,ナトリウム境界層での拡散,腐食あるいは沈着による境界面の変動,冷却材中の質量保存則を同時に扱う「溶解・沈着モデル」に基づくものである。「常陽」MK-I及びMK-IIで得られているCP沈着密度及び主配管に沿う線量率の実測値とPSYCHE計算値の比較の結果,沈着密度については54Mnでは0.5
1.2,60Coでは0.42.1の範囲で一致すること,また線量率については概略2030%の誤差内で一致することが確認された。「常陽」MK-IIの定格第17サイクル終了後(S63.4)までの予測解析の結果,サイクル終了時には54Mnは約3.6倍に,60Coは約5.0倍に増加し,この増加に伴い主配管保温材表面線量率はIHXノズル部では400mR/h,その他では100200mR/hに達すると予想されることが判った。「もんじゅ」の第57サイクルまでの予測解析の結果,運転終了10日後のCP溶出量は54Mnが最も大きく約780Ciであり,ついで58Coが470Ci,51Crが140Ci,60Coが50Ciであると予想され,また,これらのCPによる主冷却系室内線量率としてはIHXノズル部配管直接表面では約1100mR/hに達するが,主配管から2mの位置の通路部では50mR/hであると予想されることが判った。また,CP核種の溶出量の経時変化は54Mn,58Co,51Crについては最初の5サイクルでほぼ定まり,5サイクル以降も実質的に大きく増加するのは60Coだけであることが判った。また,「常陽」,「もんじゅ」とも54Mnが溶出量,沈着量の主要害U合を占め,線量率寄与も半ば以上で大きい。これはナトリウム冷却高速増殖炉の一般的傾向でもある。「常陽」,「もんじゅ」の予測解析とともにCP低減化の検討も実施した。冷却材中の酸素濃度及び炉心構成材中のコバルト不純物含有量は,コバルト型CP核種(Cr,Co)の挙動に強く影
