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山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広*; 丸山 学*; 竹田 敏一*
JNC-TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB
多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。
Cf及び
Am-Be中性子源を用いた速中性子校正場の散乱線評価J.R.Dumais*; 吉澤 道夫; 山口 恭弘
JAERI-Tech 98-005, 65 Pages, 1998/03
原研・放射線標準施設棟には、中性子線量測定用の個人線量計やサーベイメータを校正するためのRI中性子源を用いた速中性子校正場が整備されている。この速中性子校正場には、線源カプセル、スタンド、空気及び壁等からの散乱線が含まれており、線量計の校正に影響を及ぼす可能性がある。そこで、MCNP-A4モンテカルロコードを用いた計算により、各散乱成分の割合及び中性子エネルギースペクトルの評価を行った。さらに、ボナー球検出器を用いた実験により中性子エネルギースペクトルを求め、これに基づき計算結果の補正を行った。その結果、線源から100cmにおける散乱線の混入割合は、中性子フルエンスについてCfで23%、Am-Beで19%であった。これらを線量当量に換算すると、Cfで13~14%、Am-Beで8~10%であることが明らかになった。
線場中の光子エネルギー分布評価高橋 史明; 清水 滋; 山口 恭弘
JAERI-Tech 97-006, 36 Pages, 1997/03
放射線管理に用いられる線測定器は、照射線量値に関して国家標準とトレーサビリティーが確保されている線場において指示校正が実施される。校正場中には、一次線と散乱線が混在するが、通常の作業において散乱線の影響は考慮されない。散乱線は、校正場中のエネルギー分布に影響を与え、これによりエネルギー依存性のある測定器の指示精度が悪くなる可能性がある。このため、より高精度な校正結果を保証するにあたり、線場のエネルギー分布及び校正結果に与える影響を評価しておくことが不可欠となる。そこで、日本原子力研究所放射線標準施設棟内のいくつかの線校正場のエネルギー分布を、実測及びモンテカルロ計算により評価した。結果は、当該校正場において実施される校正の品質を保証するものである。
住野 公造; 青山 卓史; 江本 武彦
PNC-TN9410 96-233, 27 Pages, 1996/08
高速炉プラントにおける放射性腐食生成物(CP)の1次冷却系内の移行挙動を精度よく把握することは,プラントの保守・点検や補修作業時の放射線被ばくを低減させる上で極めて重要である。このため,高速実験炉「常陽」では,定期検査ごとに主要な被ばく源である^60Co,^54Mn等のCP核種の機器・配管への付着密度とそれによる線量率分布の測定を実施している。本測定に,近年実用化が進んでいるプラスチック・シンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を適用し,その特性を活かすことにより高精度で迅速に測定できる手法を開発した。本開発では,検出感度に関しては,「常陽」実機の放射線場でも有効にPSFを使用できるように,ファイバ素子の太さや本数を変えて検出感度を調整した数種類のファイバを製作し,約0.01
10mSv/hまでのワイドアレンジで測定できるように改良した。また,ポジション・センシティブな検出器としてのPSFの特徴を最大限に活用できるようにするため,応答関数を用いた逐次近似法によるアンフォールディング技術を適用し,高速炉の1次冷却系の線量率分布のような微細な空間分布測定にも適用可能な感度範囲と高い位置分解能を得るようにした。本測定手法を用いて,「常陽」1次冷却系の線量率の測定を行い,従来の熱蛍光線量計(TLD)による測定との比較を行った。この結果,測定値取得までの所要時間をTLDの約2日から数分間に短縮すると同時に,高分解能の連続的な空間線量率分布として測定することができ,高速炉プラントのCP挙動測定の高精度化と迅速化を実現した。
坂本 幸夫; 田中 進; 中島 宏; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 高田 弘; 田中 俊一; 高田 真志*; 黒沢 忠弘*; 中村 尚司*; et al.
原子核研究, 41(3), p.95 - 99, 1996/06
TIARAの中性子迷路漏洩実験で陽子ビームの照射を受ける銅ターゲットの線源特性を明らかにするため、種々の放射化検出器で測定された角度依存の放射化量を再現する線源中性子スペクトルをSAND-IIコードによるアンフォールディング法で算出した。同コードのライブラリーにはない20~70MeVのエネルギー領域での断面積データを整備するとともに、初期値として入力する線源スペクトルはNMTCで算出した。この結果、銅ターゲットからの角度依存の線源中性子スペクトルの絶対値を評価することができた。TIARAでの中性子スペクトル測定実験の解析と同様に、NMTCのスペクトルは再現したスペクトルに比べて30MeV以上で過大となっている。90度より後方では、初期スペクトルに床面からの散乱中性子の寄与が入っていないため、アンフォールディングが収束せずスペクトルは振動している。
高橋 史明; 清水 滋
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 4, p.215 - 217, 1995/00
線測定器の応答にはエネルギー依存性があるため、校正場のエネルギー分布は明確にされる必要がある。特に、校正場における散乱線の寄与の評価は重要となる。本試験では、原研放射線標準施設棟内の線校正場において、NaI(Tl)シンチレーション検出器を用いて波高分布測定を実施した。測定結果についてはアンフォールディングを行い、照射線量率単位で校正場の光子エネルギー分布を評価した。シャドウコーンの使用により、散乱線を発生源で分割した。分割された散乱線についても同様に光子エネルギー分布を評価した。EGS4コードを用いたモンテカルロ計算を実施し、測定結果との比較を行った。この結果、線校正場における光子エネルギー分布が明確になり、線測定器のレスポンスのより高精度な評価が可能となった。
明午 伸一郎; 高田 弘; 千葉 敏; 中本 建志*; 石橋 健二*; 松藤 成弘*; 前畑 京介*; 執行 信寛*; 和久田 義久*; 渡辺 幸信*; et al.
PSI-Proceedings 95-02, Vol. 2, 0, p.442 - 453, 1995/00
本グループでは高エネルギー陽子を薄いターゲットに入射した場合の中性子生成二重微分断面積の系統的な測定を行ってきた。本研究では、積分的なデータを得て高エネルギー核子・中間子輸送コードを検証することを目的として、0.5及び1.5GeV陽子を黒い鉛ターゲットに入射した場合の生成中性子スペクトルを測定した。測定は高エネルギー物理学研究所の陽子シンクロトロンを用いて、断面15
15cm
、厚さ20cmの直方体の鉛ターゲットを用いて行った。中性子スペクトルはTOF法とアンフォールディング法により得た。NMTC/JAERIによる計算値は数100MeV以下及び百MeV以上の中性子については実験値に良く一致したものの、その中間領域については50%程度過小評価した。薄いターゲットの計算値は実験値と良く一致していたので、計算は一回衝突による中性子生成過程では問題がなく、ターゲット内の粒子輸送過程に問題があると思われる。
津田 修一; 谷垣 実*; 斎藤 公明
no journal, ,
東京電力福島第一発電所事故後、環境中に沈着した放射性物質の分布状況調査や空間線量率モニタリングにおいて、京都大学が開発したGPS連動型放射線自動計測システムKURAMA及びその改良版のKURAMA-IIが車走行サーベイで利用されている。このうちKURAMA-IIは、内蔵されたCsI(Tl)シンチレーション検出器で取得する波高スペクトルデータに基づいて空間線量率を精度よく算出する機能を有する。本研究では、環境中の放射性核種ごとの線量評価を精度よく行うため、波高スペクトル測定データと、環境を模擬したシミュレーション計算で決定したCsI(Tl)シンチレーション検出器の応答関数データセットを用いて、アンフォールディング法による光子エネルギースペクトル評価を実施した。この手法に基づき、福島県内で測定した波高スペクトルデータから推定した人工および天然核種の線量寄与の評価結果について、シリーズ発表「福島における放射性物質の分布状況調査と関連研究」の中で報告する。
寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*; 花井 哲哉*; 佐藤 優樹; 鳥居 建男; 若井田 育夫
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の廃炉過程における作業者の被ばく線量低減及び効率的な除染計画立案を行うためには、局所的に存在するホットスポットの分布を把握する必要がある。シンチレーション光ファイバーに飛行時間法を適用した広域一次元放射線分布測定システムが1F事故後に広く応用されてきたが、1F原子炉建屋内のような高線量率の環境では回路系のパイルアップやセンサーの偶発同時計数が問題となる。そこで、パイルアップ等の問題を回避できる積分型の測定手法として、光ファイバーの片側から波長スペクトルを読み出し、ファイバー内での光の減衰が波長依存であることを利用して放射線入射位置を特定する「波長分解法」を考案した。
寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*; 山崎 淳*; 佐藤 優樹; 鳥居 建男; 若井田 育夫
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)建屋内のホットスポットの分布測定を目的として、光ファイバーを用いた一次元放射線分布測定法の開発を進めている。高線量率環境に適用可能な新しい放射線分布測定手法として、光ファイバーと放射線の相互作用由来の発光波長スペクトルをファイバーの片側で測定し、ファイバー内を伝搬する光の減衰量が波長依存であることを利用して放射線入射位置を逆推定する「波長分解分析法」を開発した。発表では本手法の原理検証結果について報告する。
寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*; 佐藤 優樹; 鳥居 建男; 若井田 育夫
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業を円滑に進めるためには、線量率及び放射性物質の分布を詳細に把握する必要がある。これまでにわれわれは光ファイバーを用いた新しい一次元放射線分布測定法として、ファイバー内での光の減衰量が波長依存であることを利用し、ファイバー片側から波長スペクトルを測定し発光位置分布を逆推定する「波長分解分析法」を提案し、基本的な線源位置分布測定が可能であることを確認した。本発表では波長分解分析法の位置決定精度やファイバーの耐放射線性に基づく適用範囲等について検証した結果を報告する。