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田中 進; 福田 光宏; 西村 浩一; 細野 雅一; 渡辺 博正; 山野 直樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.840 - 844, 2000/03
IRACコードシステムを、TIARA施設での各種放射線環境で生成する放射性核種と放射能を計算できるように改訂した。本コードシステムは、150MeV以下の中性子、陽子、重陽子及び
He, 500MeV以下の
C, 
N, 
O, 
Ne及び
Arを入射粒子として、3次元多重層体系における核種の生成・消滅計算が可能である。システムには、放射化断面積、崩壊・光子放出データ及び原子質量等の物理データファイルが用意されている。入力データは、入射粒子、ターゲット、照射・冷却時間、及び計算・出力条件である。NeイオンをCoターゲットに入射させた場合に生成する放射能の計算値と測定値の比較を行った。
長谷川 明; 山野 直樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.723 - 727, 2000/03
JENDl-3.2に基づく標準遮蔽断面積ライブラリーJSSTDLの改定がシグマ委員会炉定数ワーキンググループの標準炉定数検討ワーキンググループのもとで行われた。これまで、JENDL-3.2に基づく、295群のライブラリーが使われてきたが、ポリエチレン多重層を多く含む体系に対して問題点が指摘されていた。これは、熱群に対する群構造の不備と、荷重関数の問題がかかわっている。改訂版JSSTDL-300では、熱群の群数を5群から10群にするとともに、群の切り方を工夫した。各種体系についてベンチマークテストを行い、適用性を確認した。遮蔽実験における日米協力プログラムJASPERベンチマーク実験の解析に本ライブラリーを応用した結果について述べる。解析手法は、シグマ委員会遮蔽積分テストワーキンググループで使われている標準手法が使われた。熱領域が強調される体系での適用性が確認された。
助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.367 - 371, 2000/03
JPDRを対象とした放射能インベントリの評価においては、放射化放射能の計算及び測定による評価、汚染放射能の測定による評価を行い、得られた情報を、解体廃棄物の放射能レベルに応じた処理処分方式の決定、廃棄物容器の遮へい設計、作業者被ばく線量の予測等解体計画の立案と遂行のために活用した。放射化放射能は、計算によって十分良い精度で評価できるものの、複雑形状の構造物、生体遮へい体の深部等では測定データの活用が有効であった。本報告では、放射能インベントリ評価の方法と結果、及びそれらから得られた知見等を述べる。
飯田 浩正; Valenza, D.*; Plenteda, R.*; Santoro, R. T.*; Dietz, J.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.235 - 242, 2000/03
ITER装置の放射線遮蔽設計においては、トーラスの廻りのハンズオン保守を行えるようにするため、炉停止後の放射線遮蔽を精度よくすることが重要である。炉停止後の線量率を十分低くして、作業員の限られた時間内の近接を可能とし、緊急作業、補修作業を行えるものとするというのがITERプロジェクトの方針である。この論文では、極めて複雑な形状をした装置における線量評価法の議論をする。運転中の中性子束分布の計算にはモンテカルロ法を使わざるを得ない。その後炉停止後の線量率を求めるためには従来の放射化計算,崩壊
線の輸送計算を用いることができない。FDR-ITERの遮蔽設計で用いた「変換係数法」及びその使用活用例を説明した。また、変換係数を使わず、モンテカルロ法で、運転中の中性子輸送と炉停止後の崩壊線の輸送計算を同時に行う新しい方法を提案した。
前川 藤夫; 今野 力; 和田 政行*; 春日井 好己; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.263 - 267, 2000/03
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動のR&Dタスク「中性子工学遮蔽実験(T-218)」として、原研FNSで行われたITERのためのギャップストリーミング実験の解析を行った。実験体系を詳細にモデル化し、3次元モンテカルロ輸送計算コードMCNP-4AとFENDL/E-1.0及びJENDL Fusion Fileに基づく断面積ライブラリを用いて計算を行った結果、すべての計算値はおおむね30%以内で実験値と一致した。このため、詳細なモデル化を行えば、現在ITERの設計で使われているこれらのコードや核データベースにより、ITERのブランケットモジュール間にできる約2cm幅のギャップによる中性子や線のストリーミング現象を適切に取り扱い、ブランケットモジュール脚部の再溶接箇所のヘリウム生成率や真空容器背後のトロイダル磁場コイルに対する核応答を精度良く評価できることが実証された。
宇野 喜智; Zaman, M. R.*; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.545 - 549, 2000/03
バナジウム合金は核融合炉の低放射化材料の候補であり、核融合炉の核設計計算には精度のよいバナジウムの核データが求められている。バナジウムの評価済み核データの検証を目的として原研FNSにおいて行われたバナジウム合金体系を用いたベンチマーク実験において、SAND-IIコードを用いた多数箔放射化法による中性子スペクトル測定を行った。JENDL Fusion File及びFENDL/E-1.0ライブラリを用いてMCNP-4Aコードにより計算したスペクトルを各々初期推定スペクトルとしてスペクトルを導出した。計算値と実験で得られたスペクトルの比較では、どちらの場合も2-8MeV領域で計算値の過大評価がみられた。またJENDL Fusion Fileの場合については1MeV以下の計算値が過小評価であった。
Li neutrons with LA150今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 中島 宏; 小迫 和明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.187 - 191, 2000/03
原研高崎研TIARAで行われたp-Li準単色中性子源(43MeV,68MeV)を用いた鉄、コンクリート遮蔽実験の解析をLA150核データライブラリーを用いてMCNP4BとDORT3.1で行い、LA150自身の精度とルジャンドル展開をした多群ライブラリーを用いたSn計算の問題点を検討した。MCNP,DORT用のライブラリーはNJOYコードで作成した。多群ライブラリーは0.5MeVから149.5MeVまでを1MeV間隔にした群構造でP
近似を採用した。また、この多群ライブラリーからMCNP用のルジャンドル近似をしていない多群ライブラリーも作成し、それを用いたMCNP計算も行った。10MeV以上の中性子スペクトルに関する実験と計算の比較から、LA150の鉄、コンクリートに含まれる核種のある核種の弾性散乱断面積が大きすぎる可能性があること、また、P近似の多群ライブラリーは自群散乱の前方性が弱く、それを用いたDORT計算はMCNP計算よりも20%以上も小さくなることがわかった。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.540 - 544, 2000/03
ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cmと80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。
小迫 和明*; 今野 力
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.475 - 478, 2000/03
3次元Sn計算コードTORTを用いた計算でのレイエフェクトを解消するために、TORT用の一回衝突線源計算コードFNSUNCL3を開発した。基本的な考え方は2次元SnコードDORT用の一回衝突線源計算コードGRTUNCLと同じであるが、コーディングは独自に行った。FNSUNCL3の特徴は、(1)x-y-z座標系の形状だけ取り扱うことができる、(2)複数の線源を設定できる、(3)TORTの入力データと共通である部分を省略することができる、(4)サブメッシュ分割機能により非衝突線源の精度を高めることが可能、等である。このFNSUNCL3で計算された一回衝突線源をTORTで使用できるように、TORTコードの修正も行った。テスト計算として、ボイドのある簡単体系で1群計算を実施した。計算結果にはレイエフェクトは現れず、また、理論解析、MCNP計算と10%以内で一致し、本計算システムの妥当性を確認した。
関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03
高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900
Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。
小田野 直光; 石田 紀久
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.584 - 588, 2000/03
日本原子力研究所では、深海科学調査船の動力源として使用する超小型舶用炉DRXの設計研究を進めている。DRXは小型軽量化・系統の簡素化のために、浄化系を設けずに、無浄化で原子炉を約1ヶ月間連続運転する設計である。無浄化運転の成立性を定量的に評価するために、原子運転後に蓄積する放射性腐食生成物量を評価する計算コードCTAM-IIを開発した。CTAM-IIは、原子炉の一次系を燃料被覆管、冷却材、制御棒駆動装置、蒸気発生器伝熱管、配管、炉内構造物、浄化系等のノードに分割し、各ノードにおける放射能、質量バランスに関する連立常微分方程式を解くことで、放射性腐食生成物の蓄積量を評価する。原子力船「むつ」の一次冷却材中放射性核種濃度をCTAM-IIにより計算し、測定値との比較をしたところ、比較的よく一致した。さらに、CTAM-IIによりDRXに対する計算を行い、CTAM-IIの結果を線源項として遮蔽安全性の評価を行った。
小田野 直光; 山路 昭雄*; 石田 紀久
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.78 - 82, 2000/03
経済性及び信頼性向上を目指した次世代型の改良舶用炉として、大型舶用炉原子炉MRXの概念を報告する。MRXは蒸気発生器を原子炉容器内に内蔵する一体型PWRであり、原子炉容器は水を充填した格納容器内に設置されている。MRXでは、格納容器内の水も放射線遮蔽材として有効に活用し、格納容器外側の二次遮蔽体を不要にするという遮蔽設計上の目標に基づいて、格納容器の胴部直径及び肉厚を定めた。さらに、プラントの高さ方向長さを短縮する目的で、蒸気発生器を炉心近傍に設置し、かつ原子炉室外側の機関室を周辺監視区域にすることを設計目標に掲げた。これを可能とさせるよう、炉心槽の板厚を厚くするとともに炉心槽外側と蒸気発生器との間に鋼製遮蔽体を設け、蒸気発生器内二次冷却水の16-N放射化量等を低減させた。その結果、プラントの飛躍的な軽量・小型化が達成された。
Zharkov, V. P.*; Dikareva, O. F.*; Kartashev, I. A.*; Kiselev, A. N.*; Netecha, M. E.*; 野村 靖; 壺阪 晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.603 - 605, 2000/03
国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。スカイシャイン解析時における、地面の組成や厚さ、空気の密度、空気中の湿分、等価点線源スペクトルや位置等が、中性子や線線束、線量率及びエネルギースペクトルへ及ぼす影響をMCNPコードを使って調査した。線源の中性子スペクトル及び地面の組成が熱中性子束及び2次線量率に影響することが明らかになった。
壺阪 晃; 野村 靖; 川辺 俊明*; Zharkov, V. P.*; Kartashev, I. A.*; Netecha, M. E.*; Orlov, Y. V.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.610 - 615, 2000/03
国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。本発表は、実験に使われた研究炉RA炉及びIVG.1M炉から大気中に漏洩する放射線をモンテカルロコードMCNP及びSnコードDOT3.5で解析し、測定値と比較することによりコードの適用性を確認したものである。RA炉は深層透過体系の、IVG.1M炉はストリーミング体系の典型的な遮蔽構造をしており、MCNP及びDOT3.5コード使用上での種々のオプション、例えば断面積ライブラリー、分散低減法、メッシュ数、Sn分点数等をパラメーターにした解析を行い測定値と比較した。また、スカイシャイン解析のための等価線源設定法について検討した。
Zharkov, V. P.*; Dikareva, O. F.*; Kartashev, I. A.*; Kiselev, A. N.*; 野村 靖; 壺阪 晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.606 - 609, 2000/03
国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。本発表は、MCNP及びDORTコードで種々の核断面積ライブラリーを用いたスカイシャイン解析を行い、測定値と比較したものである。使用ライブラリーは、ENDF/B-IV、ENDF/B-VI、FENDL-2及びJENDL-3.2である。解析結果は、RA炉で行われたスカイシャイン実験測定値と比較して、2次線線量率でファクター2~3の差異が見られたが、そのほかの線束、線量率及びスペクトルでは数10%以内で一致した。
radiation from nuclear reactors on the ground-air boundaryOrlov, Y. V.*; Netecha, M. E.*; Vasiljev, A. P.*; Avaev, V. N.*; Vasiliev, G. A.*; Zelensky, D. I.*; Istomin, Y. L.*; Chevepnin, Y. S.*; 野村 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.598 - 602, 2000/03
国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK及び日本原子力研究所により行われた。本発表は、実験に使われた2つの研究炉RA炉とIVG.1M炉からの大気中へ放出される放射線の測定及び炉から1.5kmまでのスカイシャイン放射線の測定について述べたものである。炉から放出される放射線は、炉心上側3高さ位置で高速・熱中性子束及び線線量率の径方向分布が、放射化検出器及び熱蛍光線量計で測定された。また、中性子スペクトルが閾及び放射線化検出器で測定された。炉から1.5kmまでのスカイシャイン放射線については、高速・中速・熱中性子束、中性子・線線量率及び中性子・線スペクトルが、種々の検出器を用いて測定された。スカイシャイン放射線は、気象条件(気圧、温度、湿度)に依存すること、また、中性子線量率の方が8~20倍線線量率より大きいことが実験的に確かめられた。測定データは計算手法の検証に使用される。
佐藤 聡
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.253 - 257, 2000/03
国際熱核融合実験炉(ITER)遮蔽ブランケットに対して、3次元モンテカルロ、1次元及び2次元S
法を用いて遮蔽解析を行い、超電導トロイダルコイルの核発熱、絶縁材の吸収線量等の核的応答、ブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量を評価した。ITER遮蔽ブランケットはモジュール構造を有しており、隣り合うモジュール間には、幅20mmのスリットが存在する。また、遠隔機器によるブランケット冷却水配管の切断・再溶接のための、直径30mmの貫通孔が存在する。これらのスリットや貫通孔からの中性子ストリーミング解析を行った。本解析結果から、遮蔽設計基準値を満足するブランケット真空容器の遮蔽構造案を見いだした。
佐藤 聡; 飯田 浩正
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.258 - 262, 2000/03
3次元モンテカルロ、2次元S及び放射化解析により、国際熱核融合実験炉(ITER)NBIダクト周辺の遮蔽解析を行った。ITERトーラス全体の1/4(90°分)を詳細にモデル化し、隣り合うNBIダクトに挟まれた空間の運転停止後の線生体線量率、超電導トロイダルコイルの核発熱、絶縁材の吸収線量等の核的応答を評価した。本解析体系では、2本のNBIダクトを含めて、中性子がストリーミングするパスが多数存在する。ストリーミングパス中に検出器を設置することにより、モンテカルロ法の特性を活用し、隣り合うNBIダクトに挟まれた空間への個々のストリーミングパスの寄与の割合を、定量的に明らかにした。本解析結果から、遮蔽設計基準値を満足するNBIダクトの遮蔽構造案を明らかにした。
岩下 充成*; 有金 賢次; 岸本 克己; 青木 義弘*; 福村 信男*; 三尾 圭吾*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.372 - 378, 2000/03
JRR-2は平成8年12月に原子炉を永久停止し解体届を提出した後、平成9年8月に原子炉の解体工事に着手した。原子炉の廃止措置を行うにあたっては内部の誘導放射能による作業中の被曝を低減するため遮蔽措置とその評価が必要になる。本発表においては、原子炉直下の重水配管の遮蔽措置を行うにあたって実施した遮蔽計算の方法とその評価を発表する。遮蔽計算は、DOT3.5を使用し、群定数はAMPX48群ライブラリを用いたANISNにより作成し、放射化計算は固定線源問題とした。計算結果を炉体各部の実測値と比較した結果、原子炉直下配管貫通部においてファクター2程度で一致した。
中島 宏; 笹本 宣雄; 坂本 幸夫; 草野 譲一; 長谷川 和男; 半田 博之*; 林 克己*; 山田 弘文*; 阿部 輝男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.870 - 874, 2000/03
中性子科学研究計画では、大強度陽子線形加速器の建設を計画している。この線形加速器の保守にあたっては、"Hands-on-Maintenance"が提案されている。この保守を可能にする線量及び放射能レベルを達成するための目安として、1W/mのビームロス率が採用されようとしている。しかし、この値は経験によるものであって、実験や計算によって確認されたものではない。そこで、NMTC/JAERI97及びDCHAIN-SPを用いて、このビームロス率により加速管及びその周囲に生じる放射能分布を計算した。さらに、QAD-CGGP2を用いて、加速管周囲の線量分布を計算した。その結果、1年間の運転直後の放射能レベルは、最大で数kBq/gであることから、1W/mのビームロス率で"Hands-on-Maintenance"が可能であることを明らかにした。
