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論文

Neutron importance estimation via new recursive Monte Carlo method for deep penetration neutron transport

Tuya, D.; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

局所的な分散低減が必要な問題や深層透過問題に対するモンテカルロ中性子輸送計算では、計算効率を上げるため一般的にインポータンス関数の評価が必要である。本研究では、局所的な分散低減に対するインポータンス関数を評価するための新しい再帰的モンテカルロ法(RMC法)を開発した。新しいRMC法を1次元鉄平板上体系と3次元コンクリート鉄体系の2つのサンプル問題に適用した。新しいRMC法によるインポータンス関数を用いて計算された分散低減パラメータを用いて、これらの問題に対する検出器応答を評価した。分散低減法を用いたモンテカルロ計算によって得られた結果は、分散低減法を用いないモンテカルロ計算の結果とよく一致した。さらに、分散低減法を用いたモンテカルロ計算は、FOM値で比較において、数倍から10$$^{4}$$倍の効率化を達成することができた。また、検出器位置の光学的な深さが深くなるほど計算効率が向上することもわかった。

論文

Irradiation and penetration tests of boron-doped low activation concrete using 2.45 MeV and 14 MeV neutron sources

森岡 篤彦; 佐藤 聡; 金野 正晴*; 逆井 章; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 山内 通則*; 西谷 健夫; 神永 敦嗣; 正木 圭; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1619 - 1623, 2004/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:55.63(Materials Science, Multidisciplinary)

2.45MeVと14MeV中性子源を使用して、ボロン入り低放射化コンクリートの遮蔽性能実験と放射化特性試験を行った。熱中性子遮蔽性能は、2wt%ボロン入りコンクリートが1wt%ボロン入りコンクリートより優れているが、高速中性子遮蔽性能は両者の違いはなかった。14MeV中性子照射から30日以上経過した時点で誘導放射能を比較するとボロン入りコンクリートは、標準コンクリートに比べ約100分の1であった。一方、ボロン添加量の違いによる誘導放射能は差はなかった。以上より、ボロンを添加することにより、熱中性子遮蔽性能と放射化性能を改善できることが確認され、今後の核融合試験装置の遮蔽材料としての有用性が示された。

論文

Shielding experiments and analyses on proton accelerator facility at TIARA

中島 宏; 坂本 幸夫*; 田中 俊一; 田中 進; 馬場 護*; 中村 尚司*; 平山 英夫*; 秦 和夫*; 加速器遮蔽・原研・大学プロジェクト共同研究グループ

Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.959 - 968, 2003/00

陽子加速器施設遮蔽設計法の確立を目的として、数十MeV領域における一連の遮蔽実験を原研TIARAで行った。この一連の実験では、荷電粒子による厚いターゲットからの中性子収量測定,準単色中性子源を用いた鉄,コンクリート,ポリエチレン遮蔽体透過実験,白色中性子源を用いた迷路状通路放射線ストリーミング実験が含まれている。これらの測定結果は、MCNPXやNMTC/JAERIなどの高エネルギー粒子輸送計算コードの精度検証に用いられたほか、moving source modelを用いた解析的手法や秦の式によるDUCT-III等の簡易計算コードの検証にも用いられた。本報告では、これら実験結果及び解析結果について紹介する。

論文

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Design analysis and shielding characteristics

新藤 隆一; 村田 勲; 沢 和弘; 塩沢 周策; 竹村 守雄*; 毛利 智聡*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.351 - 358, 1994/00

熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cである黒鉛減速・ヘリウムガス冷却の高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年の臨界に向けて現在建設中である。本報は、HTTRの炉体廻り遮へい設計の解析についてまとめたものである。本解析は、2次元S$$_{N}$$輸送コードを適用し、HTTR固有の遮へい解析上の課題に着目して実施した。この解析から、燃取フロア上の線量当量には、炉心部の制御棒案内カラムの貫通部および一次上部遮へい体のスタンドパイプ貫通部のストリーミングの寄与が比較的大きいこと等が明らかとなった。本解析により、HTTRの遮へい解析結果は、設計基準を満足していることが確認された。

報告書

モンテカルロコードMCNPによる黒鉛体系中での中性子透過計算

小手川 洋; 笹本 宣雄; 田中 俊一

JAERI-M 86-055, 37 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-055.pdf:0.9MB

連続エネルギ-モデル・モンテカルロコ-ドMCNPの適用性評価のため、速中性子の黒鉛透過実験の解析を行った。反応率及びスペクトルについて実験値及びMcBENDコ-ドの計算値と比較することによリ、MCNPコ-ドの透過計算の妥当性を確認した。その結果、MCNPコ-ドではWeight-window法の適用により70cmまでの深層透過計算に十分適用可能であることを明かにした。

報告書

PALLASコードによる少数成分核種にもとづく中性子コンクリート透過計算の精度評価

笹本 宣雄; 小手川 洋

JAERI-M 84-216, 18 Pages, 1984/11

JAERI-M-84-216.pdf:0.65MB

放射線輸送コードPALLASの計算効率の向上を目的として、コンクリート成分核種を少数核種にまとめた場合の、中性子のコンクリート内透過計算に対する精度評価を行った。速中性子透過計算に対しては、成分核種のまとめ方に対する依存性は弱いことがわかった。一方、熱中性子束計算は、主として、鉄の反応断面積が熱中性子に対して例外的に大きな負の感度を持つことから、成分核種のまとめ方に強く依存することが明らかになった。

論文

Effect of Fe-56 anisotropic scattering on neutron penetration

山野 直樹; 小山 謹二; 川合 将義*

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(5), p.435 - 438, 1983/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.29(Nuclear Science & Technology)

$$^{5}$$$$^{6}$$Feの27.67keV付近の分離共鳴における非等方散乱による中性子透過への影響を調べた。弾性散乱の角度依存性はBlatt-Biedenharnの手法により計算している。中性子透過計算は$$^{5}$$$$^{6}$$Feの50cm半径の球体系を一次元Sn計算コードにより行った。計算手法として、正しい角度依存性の取扱いと、超微細群定数の使用により、有限項Legendre函数展開及び共鳴自己遮蔽効果の誤差を除いている。透過中性子スペクトル及び3種類の検出器反応率を計算した。その結果、18cm透過による中性子は非等方性を考慮しても高々2%しか増加せず、共鳴領域の散乱の非等方性は中性子透過にほとんど影響しない事が示された。

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