Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
白木 貴子*; 宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 弟子丸 剛英; 佐々木 研治*; 多田 恵子*
Proceedings of International Conference on Super Computing In Nuclear Application, 0 Pages, 2002/00
もんじゅ原子炉まわり遮蔽性能試験解析に3次元SN法計算コードTORTを適用し、TORTコードによる解析と2次元SN法計算コードで行った設計解析と比較してTORTコードによって計算精度を飛躍的に向上できることを確認するとともにもんじゅの遮蔽設計裕度が十分であることを確認した。この知見により、もんじゅ建設所では、次回の遮蔽性能試験計画を立案するため、TORTコードをその立案のための予備解析及び既住の遮蔽性能試験の解析に積極的に適用する方針である。
多田 恵子*; 白木 貴子*
JNC TJ9520 2001-002, 336 Pages, 2001/03
JNC-TJ9520-2001-002.pdf:7.28MB
本研究は今後の遮蔽解析作業に備え、現状不足している入出力の処理コードやインタフェイスコードの整備を行い、ワークステーション(SUN,DEC)上に遮蔽設計のシステムを確立することを目的とする。遮蔽設計解析は1次元及び2次元Sn輸送計算コードを主体として、その入出力データを作成・編集する周辺コードを使用して行う。このうち、主要な輸送計算コードは原研のコードセンター等から容易に入手できる。ここでは現状不足している周辺コードに着目し、断面積やSn分点作成コード、計算結果の編集・作図コード等を整備した。また、原子炉本体まわり遮蔽解析では、炉心から原子炉容器周辺の生体遮蔽体を含む大体系を取り扱うため分割接続計算法が用いられる。複雑な遮蔽欠損部に対しては局所的に3次元コードの適用が試みられ、2次元計算と3次元計算の接続計算になることが多い。このような接続計算用として境界角度束変換コードも整備した。その他、使用頻度の高いSn分点セット、線量率換算係数、反応断面積等をデータベース化するとともに、代表的な問題をサンプル入力デ一夕としたコードの使用説明書を作成し、遮蔽設計の初心者にも使用しやすいシステムを整備した。
井田 俊一*; 須山 賢也; 島津 洋一郎*; 杉野 和輝*; 松本 英樹*; 白木 貴子*
日本原子力学会誌, 42(9), p.903 - 906, 2000/09
ANS主催の標記国際学会が、米国ピッツバーク市のWestin William Penn Hotelにて開催された。本国際会議には、日本を含む28ヵ国から332名(内訳は、米国181,フランス24,韓国18,日本17,ドイツ13,イギリス10,カナダ9,スウェーデン9,ベルギー8,ロシア7ほか)が参加しており、57のセッションと4つのワークショップ(6会場,総発表論文数259)で構成された。会議内容については、2000年を迎えたPHYSORということで、技術的なディスカッションはもとより、次世紀に向けた展望や課題等についても多くの意見交換がなされていた。
白木 貴子*
Proceedings of 9th International Conference of Radiation Shielding (ICRS-9), 0 Pages, 1999/00
もんじゅ性能試験の炉物理試験では、零出力時に実施された「出力分布評価試験」等、炉心構成要素内及び周辺の中性子分布に関する測定データが得られており、原子炉まわり遮へい設計手法の検証の観点からも貴重な内容を含んでいる。これらの測定データを対象に遮へい設計手法による解析を行い、要求条件との比較並びに設計裕度を評価した。
日比 宏基*; 千歳 敬子*; 菅 太郎*; 白木 貴子*
PNC TJ1214 95-001, 184 Pages, 1994/06
高速増殖炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という)の燃料として高次化プルトニウム燃料と10%濃縮ウラン燃料を炉心燃料として装荷した場合について、設置許可申請書記載値を基準とした時の被ばく評価及び安全評価に与える影響を検討し、以下のことが明らかになった。1)濃縮ウランを用いた炉心燃料のFPインベントリ評価に適合した常陽での評価手法の適用により、希ガス及びヨウ素の放出量・被ばく量の低減が得られ、FPによる被ばくは概ね設置許可申請書記載値を下回る。2)取出平均燃焼度が約8万MWd/tであれば、高次化プルトニウムの使用による被ばく評価及び安全評価への問題は生じない。3)取出平均燃焼度を約10万MWd/tとする場合では、設置許可申請書記記載(被ばく評価では、従来のrem単位表示を単にSv単位表示に換算した値)に対し、以下の影響がある。・PNC1520材使用によるCo-60インベントリ増加に伴い、液体廃棄物中の放射性物質による実効線量当量が増加して2.50
Sv/yとなり、記載値(1.55Sv/y)を約61%上回る。・プルトニウム(Am-241含む)インベントリの増加に伴い、仮想事故でのプルトニウム被ばく量は約9%、1次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象時の最大実効線量当量は約25%、記載値をそれぞれ上回る。・定格出力時の被ふく管最高温度及び最大線出力の上昇により、過渡時被ふく管及び燃料最高温度が上昇し、安全判断基準内であるものの、記載値を上回る。
白木 貴子*
第9回放射線遮へい国際会議, ,
もんじゅ性能試験 の炉物理では、零出力試験時に実施された「出力分布評価試験」等、炉心構成要素及びその周辺の中性子束分布に関する測定データが得られており、原子炉まわり遮へい設計手法による解析を行い、要求条件との比較並びに設計裕度を評価した。
福地 郁生*; 日暮 浩一*; 白木 貴子*; 杉野 和輝; 大木 繁夫
no journal, ,
JASPER実験等より円環ギャップ内を中性子がストリーミングする体系での検出器応答のC/E値(=計算値/実験値)評価を実施し、1次主冷却系配管周りの体系へのSn-モンテカルロ接続計算法の適用性を検討した。