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福地 郁生*; 多田 恵子*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 大久保 努
no journal, ,
2025年頃の実証炉の実現に向けて、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR: Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の出力75及び50万kWe炉心概念に関する設計検討を進めている。本報告では、おもに75万kWeプラントの炉心周り遮へい設計の概念検討状況について説明する。
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.
加藤 慎也; 加藤 優子; 北野 彰洋; 上山 正彦*; 福地 郁夫*
no journal, ,
「もんじゅ」の原子炉容器(RV)室内における空間線量率の評価のため、ガラス線量計による測定及びMCNPに基づく解析を実施した。MCNPを用いたRV室内の空間線量分布の評価及び実測値と解析評価値の比較を行った。その結果、RV室内の線量分布を得るとともに、MCNPを用いた解析手法の保守性及び妥当性を確認した。
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。
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。