Benchmark experiments of thermal neutron and capture -ray distributions in concrete using Cf

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 151(2), p.251 - 259, 2005/10

https://doi.org/10.13182/NSE05-A2544

近年、経済的な観点から加速器などの遮蔽設計にますます厳密さが求められている。また、放射性廃棄物の区分を円滑に進めるために放射化物の強度分布を正確に評価する必要がある。そのためには重遮蔽における中性子及び捕獲線分布を精度よく評価する必要がある。そこで、最近公開された核データと従来より使用されている核データライブラリーを用いて熱領域で大きく異なる2種類の郡構造を持つ断面積データを作成し、SN法による比較計算を実施した。また、コンクリート内での熱中性子分布測定結果及び線線量分布測定結果と比較することにより計算手法の確認を行った。

Evaluation of radiation shielding, nuclear heating and dose rate for JT-60 superconducting modification

森岡 篤彦; 逆井 章; 正木 圭; 石田 真一; 宮 直之; 松川 誠; 神永 敦嗣; 及川 晃

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.115 - 120, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00142-4

JT-60の超伝導トロイダルコイル化に伴う改修計画において、放射線遮へい,核発熱,線量の評価を行った。超伝導コイルの核発熱を数種の真空容器を模擬して評価した。その結果、コイルの核発熱への影響が少ない真空容器の構造を決定した。真空容器の構造は、ステンレス鋼の2重壁構造で内部には中性子線を遮へいするために厚さ100mmの水層を、そして、2重壁の外側には線を遮へいするために厚さ26mmのステンレス鋼を設置する構造とした。また、DD放電に伴い放射化による真空容器内の線量について評価した結果、真空容器内にフェライト鋼を採用することで、ステンレス鋼を用いたときに比べて30%近く、放射化量が低減できることがわかった。

Shielding analysis and evaluation of JRR-2 decommissioning

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874909

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。

A Method to calculate sensitivity coefficients of reactivity to errors in estimating amounts of nuclides found in irradiated fuel

奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03

https://doi.org/10.3327/jnst.35.240

燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。

Shielding design of obtain compact marine reactor

山路 昭雄; 迫 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06

https://doi.org/10.3327/jnst.31.510

舶用炉は船内の狭隘な場所に設置されること及び原子力船の経済上の観点から、軽量・小型でなければならない。現在の舶用炉では遮蔽体が原子炉プラント重量の大きな割合を占めている。例えば、原子力船「むつ」の遮蔽体は原子炉プラント重量の70%を越えている。また、遮蔽体の重量と大きさの大部分は二次遮蔽体によるものであり、「むつ」の場合では二次遮蔽体が全遮蔽重量の88%を占めている。改良舶用炉MRXは一体型PWRと水張り式格納容器を採用することによってこの問題をかなりの程度まで解決している。この概念では二次遮蔽体を必要としない設計が可能である。この結果、MRXは従来の舶用炉と比べて軽量・小型化されている。例えば、MRXの原子炉出力は「むつ」の2.8倍であるが、プラント重量は「むつ」の0.5倍、格納容器体積は「むつ」の0.7倍である。

Shielding benchmark tests of JENDL-3

川合 將義*; 長谷川 明; 植木 紘太郎*; 山野 直樹*; 佐々木 研治*; 松本 誠弘*; 竹村 守雄*; 大谷 暢夫*; 桜井 淳

JAERI 1330, 129 Pages, 1994/03

JAERI-1330.pdf:5.52MB

JENDL-3に格納されている主要な遮蔽物質の中性子断面積に対する積テストを種々の遮蔽ベンチマーク問題を解析することにより実施した。核分裂中性子問題として、次の実験を解析した。(1)ORNLにおける酸素、鉄、ナトリウムに対するブルームステック実験,(2)ASPISにおける鉄に対する深層透過実験,(3)KfKにおける鉄球からの漏洩スペクトル測定,(4)ORNLにおける鉄、ステンレススチール、ナトリウム、グラファイトに対する中性子透過実験,(5)RPIにおけるグラファイトブロックからの角度依存中性子スペクトル測定。D-T中性子問題として以下の2つの実験を解析した。(6)LLNLにおけるグラファイト、鉄球からの漏洩スペクトル測定,(7)原研FNSにおけるベリリウム、グラファイトからの角度依存中性子スペクトル測定。解析は一次元S輸送計算コードANISN,DIAC,二次元S輸送計算コードDOT3.5および三次元ポイントモンテカルロコードMCNPを用いて実施した。S輸送計算に用いて群定数はPROF-GROUCH-G/BおよびRADHEAT-V4で作成した。

JT-60U重水素実験における装置放射化評価

宮 直之

JAERI-M 93-216, 70 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-216.pdf:1.94MB

大型トカマク装置JT-60Uにおける装置の核種分析とその近傍における線量当量評価を1次元円環モデルを用いて行った。計算には中性子、線輸送計算コードANISN及び誘導放射能計算コードCINACを使用した。真空容器周辺構造物において線量当量に寄与する主力線源核種は高マンガン鋼製のトロイダル磁場コイルケース中のMn、インコネル625製真空容器中のCo、ステンレス(SS-316)製第一壁合座中のCoである。定期点検期間に対応する実験停止後3日~3カ月においては、Co、Coなどの長半減期核種が残留放射線の蓄積をもたらしている。重水素実験開始後2年間の放射化についての計算評価は実測とよく一致した。1次元モデルの適応性を検討し、トロイダル磁場コイル構造のモデル化に伴う誤差30%以内での線量当量評価が可能であることを示した。

高速EWS環境における臨界・遮蔽計算コードの整備

増川 史洋; 高野 誠; 井上 修*; 原 俊治*

JAERI-M 93-024, 31 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-024.pdf:0.84MB

最近のエンジニアリングワークステーション(EWS)の性能の向上は目覚しく、臨界・遮蔽解析コードを現実的な時間で実行することが可能である。本報では当研究室でよく使用される臨界・遮蔽解析コード、MAIL3,ANISN-JR,KENO-IV,ORIGEN2,CITATION,TWOTRAN,VIM,DORTを高速EWS SUN-4/2で使用可能なように移植・変換を行った際のノウハウをまとめるとともに、EWSで各コードを実行する際の使用手引きを示した。各コードの実行の際にI/Oアクセスファイルを容易に指定できるようにサブミットコマンドを作成した。

Sn計算におけるR-Z形状モデルに対する白色境界条件,反射境界条件および白色反射境界条件の妥当性に関する検討

高野 誠

JAERI-M 91-108, 25 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-108.pdf:0.83MB

二次元Sn計算コードTWOTRANは炉心解析等に以前から広く使われているコードである。TWOTRANコードで扱える形状の一つにR-Z形状があるが、外周の境界条件としては無限配列セル計算の場合、白色境界条件又は反射境界条件しか用意されていない。本報では、実際の使用済PWR燃料棒セル計算をTWOTRANコードのR-Z形状で解析した際に生じた問題点を示し、一次元SnコードANISNやモンテカルロコードKENOによる結果との比較検討により、R-Z形状の外周境界条件としては白色境界条件および反射境界条件が不適当となる場合があることを示した。このため、新たに「白色反射境界条件」を提案し、これをTWOTRANコードに組み込み、他の境界条件を使用した場合と比較した結果、最も良好な結果を示すことが判明した。

INTERF; 核融合中性子工学実験解析のための反応率・スペクトル編集コード

小迫 和明*

JAERI-M 90-199, 114 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-199.pdf:2.79MB

核融合中性子工学実験の解析システムの一部として解析結果の処理を実験条件と密接な関連を持ちながら行える反応率・スペクトル編集コードINTERFを作成した。このコードは、輸送計算により得られたスカラー・フラックスを処理し、反応率の計算値と実験値の比(C/E)、スペクトル、反応率分布、等高線分布などを求めることができる。INTERFが対応する輸送計算コードは、ANISN、DOT3.5、BERMUDA-2DN、MCNPとMORSE-DDコードである。本報告では、このコードの概要と機能及び入力データと入出力ファイルについて説明し、実際の使用例を示す。