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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。
高田 英治*; 角田 淳弥; 沢 和弘; 多田 恵子*
JAERI-Tech 2000-020, p.65 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-020.pdf:2.12MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉容器上部には原子炉から燃料取扱フロアへの放射線を遮へいするための1次上部遮へい体が設けられている。原子炉運転中は遮へい体温度が上昇し、解析により定格出力時の1次上部遮へい体温度は75
になると予測されている。そこで、遮へい体の温度に対するコンクリート中の含水量の変化、及び含水量の変化に対する燃料取り扱いフロアの線量当量率を評価し、さらに必要となる追加遮へい体の厚さを検討した。その結果、1次上部遮へい体温度が110以下であれば遮へい設計に用いた含水量(78kg/m
以上)が満足されること、また燃料取り扱いフロアの線量当量率は含水量が設計に用いた値の半分程度になるまでは著しく上昇しないことがわかった。
小林 隆俊*; 横堀 仁*; 佐々木 誠*; 多田 恵子*
PNC TJ206 73-07, 228 Pages, 1973/04
本作業の成果を、高速増殖炉(原型炉)もんじゅの設計に反映する事を目的とし、その模擬実験であるモーツアルト計画の臨界実験解析を行なった。今回は、炉物理的な興味を主とした1領域炉心のMZA実験およびもんじゅのClean‐mock up体系である2領域炉心のMZB実験の解析を行なった。「但し、MZBに関しては、径方向グランケツト部の90
セクターに、(1)天然ウラン酸化物、(2)劣化ウラン配化物、および(3)天然金属ウランの各組成を用いた3つのVersionの解析を行なった。」またさらに、Pu同位体の影響を見る目的で実験が行われた。FCA-VI-1炉心の解析を行なった。解析した項目は、臨界量、中性子バランス、中性子スペクトル、形状因子、輸送補正値、中性反応率比、エッヂ・ワース、中心物質反応度価値、非均質効果、ナトリウムボイド反応度係数および反応率分布である。特に、反応率分布については詳細な解析を行い、実験値との比較検討からC/Eを求めた。
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。
儀間 大充*; 多田 恵子*; 金澤 光弘*; 大木 繁夫
no journal, ,
FBR実証施設の遮蔽設計では、最新の評価済核データライブラリJENDL-4.0に基づく中性子・光子輸送計算用断面積ライブラリMATXSLIB-J40の採用を予定しており、中性子バルク透過に対する設計精度評価のためには、透過距離と計算値/実験値(C/E値)の相関性を新たに把握する必要がある。高速炉の遮蔽研究では、従来から日米共同高速炉遮蔽ベンチマーク実験(略称JASPER)により、炭化ホウ素(B
C), ステンレス鋼(SS), ナトリウム(Na)等で構成される種々の形状の遮蔽体に関するバルク遮蔽特性,ストリーミング特性及びそれらに関する解析精度の評価に有用な情報を多数取得してきた。本件では、炉内構造物の高速中性子照射量の評価用E/C補正係数を対象に検討した結果について報告する。