Neutronics design of the low aspect ratio tokamak reactor, VECTOR

西谷 健夫; 山内 通則*; 西尾 敏; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1245 - 1249, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.059

低アスペクト比(アスペクト比2.3)のトカマクVECTORにおいて、超電導トロイダル磁場コイルの十分な遮蔽と1以上のトリチウム増殖比を確保することを目標に中性子工学設計を行った。増殖ブランケットとして自己冷役型LiPbブランケットを採用した場合、外側にLiPb自己冷役型ブランケットだけでは1以上のトリチウム増殖比は困難であるが、水素化バナジウムを主遮蔽材とする内側ブランケットに約13cm厚のLiPb層を追加することにより、内側超電導トロイダル磁場コイルの遮蔽と、1以上のトリチウム増殖比を同時に満足できることを示した。

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。

Status on shielding design study for the high-intensity proton accelerator facility

笹本 宣雄; 中島 宏; 平山 英夫*; 柴田 徳思*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1264 - 1267, 2002/08

http://wwwndc.jaea.go.jp/nd2001/proc/pdf/2_1264.pdf

現在、大強度陽子加速器施設の建設計画が進行している。本施設は大出力ビームの加速器であり、非常に厚い遮蔽体を必要とする。合理的で最適な遮蔽設計を実現するために、半経験式と簡易計算法からなる遮蔽設計システムを構築し、部分的にモンテカルロ詳細計算法を導入した。簡易計算法は、高エネルギー計算に対応するためコードの修正を行った。本論文では、当施設の遮蔽設計の現状をレビューし、加速器施設の遮蔽設計の立場から高エネルギー核データの必要性に言及した。

高温工学試験研究炉(HTTR)の1次上部遮へい体遮へい性能の温度効果

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。

軽水炉使用済燃料の長期貯蔵がプルサーマル燃料サイクルに与える効果

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*

日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.486

日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。

核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編

遮蔽安全性実証解析専門部会

JAERI-Tech 96-001, 135 Pages, 1996/01

JAERI-Tech-96-001.pdf:4.8MB

本報は、「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編」として、燃料サイクル施設等の遮蔽設計計算の実際を示したものである。ここでは燃料サイクル施設等として、ウラン加工施設、MOX加工施設、再処理施設および輸送容器を対象とした。これら、4施設等に対する遮蔽設計の実際的アプローチを、(1)遮蔽設計に係わる方針、(2)遮蔽計算の方法、(3)遮蔽計算の例題、および(4)遮蔽計算チェックシートの4項目に分けて記載した。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」の「安全確保の考え方ワーキンググループ」(リーダー:小佐古敏荘 東京大学助教授)のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同ワーキンググループで検討を加えた。

核融合炉における核設計

真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 林 克己*

プラズマ・核融合学会誌, 71(10), p.987 - 1001, 1995/10

http://ci.nii.ac.jp/naid/110003826981

本講座において、主としてDT燃焼核融合炉を前提として、核設計の主要な項目である、放射線遮蔽設計、ブランケット核設計、誘導放射能の評価法、照射損傷の評価法について、それぞれの課題を明らかにし、その評価方法について述べ、設計例或いは計算例を具体的に述べる。

Optimization method of rod-type burnable poisons for nuclear designs of HTGRs

山下 清信

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09

https://doi.org/10.3327/jnst.31.979

ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N、棒半径r)を、実効増倍率(k)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はNとrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積a,N及び間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なNとの組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せのaとその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なNとの組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のkの変化を本方法により2%k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Analysis of radiation streaming through the standpipes by Monte Carlo code MCNP

村田 勲; 新藤 隆一; 多田 恵子*; 佐々木 研治*; 吉田 匡志*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.359 - 364, 1994/00

HTTRの一次上部遮へい体は、31本のスタンドパイプ(S/P)が貫通しているため、その周りのギャップをストリーミングする放射線によるオペレーティングフロア上の線量当量率が増大することが予想された。このため、パラメータ計算により、S/Pの貫通構造は、S/Pからの線量当量率の寄与がコーベルからの寄与と同程度になるよう遮へい対策が施された。一方、遮へい設計において、S/Pを2次元モデルにより適切に考慮した計算を実施し、オペレーティングフロア上への線量当量率が十分小さいことを確認すると共に、S/Pからの寄与がコーベル部からの寄与と同程度であり合理的な遮へい構造になっていることを確認した。しかし、S/Pは実際には複雑な形状をしているため、3次元モンテカルロコードMCNPを用いた計算を行い、S/Pの林立効果を考慮したストリーミング係数を評価した。その結果を、2次元輸送コードを用いた遮へい設計のストリーミング係数と比較し、遮へい設計手法が妥当であることを確認した。本報は、これらの解析結果をまとめたものである。

Development of shielding design code for synchrotron radiation beam line

浅野 芳裕; 笹本 宣雄

Radiation Physics and Chemistry, 44(1-2), p.133 - 137, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0969-806X(94)90119-8

大型放射光施設ビームライン遮蔽安全設計のための計算コードを開発した。このコードは、BNLのPhotonコードを基に、光源としてアンジュレータも考慮できるようになっている。光子の散乱現象においても、偏極による影響、角度分布がコヒーレント、インコヒーレント散乱過程で考慮することができる。また線量当量計算も、ヒルドアップ効果とともに考慮することができる。このコードを用いてSPring-8施設ビームラインの概念設計を行うとともに、他のコード(モンテカルロ計算コード)との比較計算、および文部省高エネルギー物理学研究所放射光施設ビームライン14Cを用いたベンチマーク実験の結果についても発表を行う。