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中根 佳弘; 坂本 幸夫
Proceedings of 5th Specialists' Meeting on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-5), p.241 - 252, 2000/00
加速器施設の放射線安全設計に用いられる粒子輸送計算コードについて、線量評価の精度検証に適した実験値は極めて少なく、実験的な検証がほとんど行われていない現状にある。本研究では中高エネルギー中性子に対する線量評価の精度検証に有用な実験値を取得することを目的に、TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射による平板ファントム内吸収線量分布を測定し、粒子輸送計算コードによる解析結果と比較した。また中性子束の計算精度を確認するため、
U核分裂反応率分布も測定し、解析値と比較した。その結果、ファントムの最も深い位置で核分裂反応率及び吸収線量値は実験と比べて最大で33%及び18%の過大となったものの、そのほかではおおむね16%及び10%以内で実験値を再現できることを明らかにし、得られた実権値がベンチマーク問題として有用であることを示した。
関 泰; 前川 洋
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(5), p.272 - 275, 1976/05
被引用回数：3リチウムを含む4種の球状ブランケット体系において
U,
U,Thおよび
Npの核分裂率分布の絶対測定を行った。この報告は測定された核分裂率分布とその計算値との比較結果を与えるものである。計算結果はどちらかというと予備的なものではあるが、核融合炉ブランケット設計においてかなり重要と考えられる実験と計算の不一致が見られたのでこれを報告する。
三谷 浩
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(2), p.58 - 73, 1976/02
被引用回数：2利用可能なPuおよびU燃料が制限されている条件のもとで、大型高速炉の炉物理量を正確に推定出来る新しい実験方法が提唱されている。この方法は、基準実験と一連の補助実験より成り立っている。基準実験は大型炉と幾何学的大きさが全く同じで、炉心の一部分でPu燃料、他の大部分でU燃料が装荷された体系で行なわれる。一方、補助実験は、基準実験系のドライバー領域を数個の部分領域に分け、個々の部分領域で順次U燃料を補助利用のPu燃料で置き換えて繰り返し行なわれる。これらの実験から、大型炉の炉物理量は摂動論的に一次の範囲で完全に推定出来る。これに対する理論的補正は二次以上の高次の項であり、分割された部分領域間の相互作用の効果のみである。原型炉程度の大型炉について詳細な数値計算が行なわれ、この結果から、その有効性が実証された。さらに、この方法は商業用高速炉の模擬実験に必要な最小のPuおよびU燃料の量を定める問題に応用することが出来る。
