Evaluation of photon shielding capability for epithermal neutron detection during reactivity-initiated power burst experiments

柳澤 宏司; 中島 健; 大野 秋男; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.800 - 803, 2002/07

https://doi.org/10.3327/jnst.39.800

過渡臨界実験装置(TRACY)における反応度投入出力バースト実験における出力履歴の評価のために、熱外中性子検出用の遮蔽体系について光子遮蔽能力を評価した。連続エネルギーモンテカルロコードにより、三種類の遮蔽体系について検出器位置での光子照射線量率と中性子検出率を計算した。計算結果より、中心からポリエチエン,カドミウム板,鉛の順番で遮蔽体系を構成した場合には、カドミウムの中性子捕獲線を効果的に遮蔽できないことがわかった。また、この捕獲線は熱中性子の反応によって生じるため、熱中性子の検出時間遅れと同様に捕獲線が時間遅れを伴って影響する可能性があることが示された。この問題を解決するために、カドミウムを遮蔽体系の外側に配置し、その内側にポリエチレン,鉛を配置した遮蔽体系を提案し、カドミウムの捕獲線を大きく低減できることを示した。また、提案した遮蔽体系では中性子検出感度もまた増加することが示され、TRACYの出力履歴評価のための熱外中性子検出器の遮蔽として有効であることがわかった。

Determination of -ray exposure rate from short-lived fission products under criticality accident conditions

柳澤 宏司; 大野 秋男; 會澤 栄寿

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(5), p.499 - 505, 2002/05

https://doi.org/10.3327/jnst.39.499

臨界事故条件下の短寿命核分裂生成物(FP)の線による線量評価のために、線照射線量率の時間変化を過渡臨界実験装置(TRACY)において実験的に定量した。データは1.50から2.93$の範囲の反応度投入によって取得した。実験結果より、初期出力バーストを含めた全照射線量に対する短寿命FPからの線の寄与は15から17%と評価された。このため、線量評価上FPの寄与は無視できない。解析結果からは、モンテカルロコードMCNP4Bと最新のFP崩壊データであるJENDL FP Decay Data File 2000に基づく光子源によって計算した短寿命FPからの線照射線量率は実験結果と良好な一致を示すことがわかった。しかし、光子源をORIGEN2コードで求めた場合には照射線量率は極度に過小評価した。これは、ORIGEN2コード付属の光子データベースにおいて主要な短寿命FP核種のエネルギー依存光子放出率のデータが欠落していることによる。また、この過小評価は初期バースト後1000秒以下の時間において生じることが確認された。

Time delay of thermal neutron detection during power burst in TRACY

柳澤 宏司; 大野 秋男; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 横山 光隆*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.591 - 599, 2001/08

https://doi.org/10.3327/jnst.38.591

反応度の投入によって生じる過渡的な出力を正確に測定するために、過渡臨界実験装置(TRACY)の初期出力バーストにおいてマイクロ核分裂電離箱による熱中性子検出の時間遅れを実験的に確認した。実験では、核分裂電離箱とともにTRACY実験用に新たに設計製作した高速応答線電離箱を用いて相対出力を測定した。実験結果として、核分裂電離箱による出力は出力上昇時において線電離箱による出力よりも約4ms遅れて観測され、この遅れ時間は出力ピーク後に拡大した。観測された時間遅れを詳しく理解するために、MCNP4Bコードを用いて時間依存の解析を行った。解析では、核分裂電離箱による中性子検出の時間応答を計算し、これを核分裂電離箱による相対出力のシミュレーションに用いた。解析の結果、シミュレーションによる出力は、測定された出力と良好な一致を示し、核分裂電離箱の時間応答によって、観測された時間遅れが完全に理解できることが確認された。この時間応答を用いることによって、核分裂電離箱による検出の遅れ時間を初期バーストのみならず実験継続時間全体について補正することができる。

軽水炉の反応度投入事象解析コードEUREKA-2

大西 信秋; 原見 太幹; 広瀬 大久*; 植村 睦*

JAERI-M 84-074, 62 Pages, 1984/05

JAERI-M-84-074.pdf:1.57MB

本報告は、軽水炉の反応度投入事象時における核熱水力学的挙動を解析するために開発した1点動特性多領域熱水力結合の動特性解析コードEUREKA-2について説明したものである。EUREKA-2コードでは制御棒の異常な引抜き、冷却材流量変化あるいは冷却材温度変化などによって誘起される反応度変化による原子炉の過渡応答を計算することができる。とりわけ反応度事故のような過酷な事故現象を取扱うのに適している。EUREKA-2コードは、EUREKAコードの冷却材流動モデルを改良したもので、急激な冷却材温度上昇やボイド発生がある反応度投入事象の解析もかのうにしたものである。