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論文

原子力分野におけるモンテカルロ法解析の教育方法

桜井 淳; 山本 俊弘

日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.248 - 258, 2005/12

日本原子力研究所でモンテカルロセミナーが実施されている。それらは、(1)モンテカルロ基礎理論セミナー,(2)モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー,(3)モンテカルロ法による遮蔽安全解析セミナー,(4)モンテカルロ法による中性子深層透過問題におけるウェイト下限値推定法セミナー,(5)MCNPXによる高エネルギー遮蔽安全解析セミナー,(6)モンテカルロ法によるストリーミングセミナー,(7)モンテカルロ法によるスカイシャインセミナー,(8)モンテカルロ法による線量評価セミナーである。基礎理論セミナーでは、筆者が考案したウェイト下限値やインポータンスを推定する新しい簡単な方法を取り入れた。未臨界セミナーでは、計算結果の信頼性を評価するために、筆者が実施した11種類のベンチマーク実験問題を組み込んだ。

論文

日本原子力研究所Fusion Neutronics Source(FNS)におけるD-T中性子スカイシャイン実験

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 高橋 亮人*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 79(3), p.282 - 289, 2003/03

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管、$$gamma$$線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された中性子線量分布に対し、JENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、230mまでは、実験値とよく一致することがわかった。遠方における差異の原因としてはレムカウンターの感度のエネルギー依存性に問題があると考えている。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは150mまでよく実験値を再現することがわかった。本実験においては、2次$$gamma$$線による線量は、中性子による線量の1/50であり、MCNPによる計算と良く一致した。以上により、MCNPによる計算はスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることがわかった。

報告書

大強度陽子加速器計画施設の概略遮へい計算システム

益村 朋美*; 中島 宏; 中根 佳弘; 笹本 宣雄

JAERI-Data/Code 2000-026, 40 Pages, 2000/06

JAERI-Data-Code-2000-026.pdf:7.21MB

大強度陽子加速器計画施設の概略遮へい設計に適用する目的で、簡易計算式(Moyerモデル,Teschの式)に基づくバルク遮へい計算、経験式(Stapletonの式)に基づく中性子スカイシャイン計算から構成される概略遮へい計算システムを、ユーザーの利便性を考慮してMicrosoft Excel上に作成した。本報告書では、作成した概略遮へい計算システムのマニュアルを提供するとともに、大強度陽子加速器計画施設の施設基本設計に反映させる必要遮へい厚さの計算で使用した、Moyerモデルのパラメータ等の遮へい計算条件を整理して示した。例に示されている数値は1999年12月8日現在のデータに基づいている。

報告書

遮蔽安全解析コードの検証研究(7)

澤村 卓史*

JNC-TJ8400 2000-053, 41 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-053.pdf:1.6MB

核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユーザーズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・昨年度作成した同期法によるパルス状放射線測定装置の中性子検出感度を上げるために、3個の中性子検出器で同時に測定できるように改良した。これにより、さらに遠方におけるスカイシャイン線の測定を可能にした。・また、パラフィンモデレータ付き3He検出器を作成した。これにより、遠方における計数値のみならず、中性子線量を測定する準備を完了した。・改良した測定系を用いて、北大45MeV電子線型加速器施設の西側300mにわたる中性子到来時間分布および中性子スカイシャイン線の測定を実施した。その結果、150m以遠においては、中性子到来時間分布に見られるパルス状中性子特有の時間構造が、ほぼ、消失する事が分かった。そのため、遠方においては通常の全計数法によって測定した。・本実験で得られたスカイシャイン線に基づく線量の空間依存性はGuiの応答関数によって、ほぼ表現できることが分かった。

報告書

定常炉心試験装置の設計研究,8; 遮蔽・安全設計

宮 直之; 菊池 満; 牛草 健吉; 栗田 源一; 永島 圭介; 閨谷 譲; 飛田 健次; 豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.

JAERI-Research 98-012, 222 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-012.pdf:8.71MB

定常炉心試験装置(JT-60SU)の遮蔽・安全設計を行った。本装置では10年間のDD実験放電と2年間のDT実験の実施(オプション)を想定した。安全評価上の指針として、放射線障害防止法等に準拠した。予め定めた遮蔽設計の目標値を満たすように真空容器を含む本装置構造物の遮蔽構造の最適化案を検討し、現在のJT-60実験棟において充分安全に実験運転が可能なことを示した。DT実験では年間100gのトリチウムを使用する。トリチウム等の漏洩防止の観点から多重格納系を採用した。三次格納となる実験棟本体・組立室内にて、万一のトリチウム放出したときを想定した緊急時トリチウム除去設備の検討を行い、2週間後に人が立ち入れる濃度への低減が現実的な設備規模で可能なことを示した。

報告書

遮蔽安全解析コ-ドの検証研究(IV)

not registered

PNC-TJ1600 97-001, 77 Pages, 1997/03

PNC-TJ1600-97-001.pdf:2.17MB

核燃料施設の環境評価項目の1つとして、施設力からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価がある。この線量評価は遮蔽計算コードにより解析が行なわれている。しかし、ベンチマーク実験が極めて少ないこと等もあり、評価においては、充分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、作成した同期型パルス状放射線測定装置を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設周辺の線量分布測定を、漏洩ガンマ線の平均自由行程の約10倍程度の距離(約600m)にわたって実施することにより、施設周辺におけるスカイシャインの影響を明らかにするとともに、汎用ユーザーズ版EGS4コードにより北大45MeV施設のスカイシャイン線の評価を行い、実験結果との比較検討を行うため以下の研究を行った。・電子線加速器から発生する制御X線を線源とし、作成した同期法パルス状放射線測定装置を用いて、施設から西方向350m、南方向100m、北方向600mにわたるスカイシャイン線の測定を行った。測定結果はG(E)関数法により空間線量率に換算された。その結果、施設から70m以内、100m-400mの区間および400m以遠では異なる空間変化を示すことが分かった。・汎用版EGS4に備えられたポイント検出器を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設からのスカイシャイン線評価のためのシミュレーションを行った。・シミュレーションの結果と実験結果とを比較検討した。双方のデータに未だ統計誤差を含むが、70m以内の実験データとの比較には、施設の構造をより反映した幾何学的形状が必要である。しかし、本シミュレーション結果は100m以遠の実験結果をよく再現することが分かった。

報告書

核燃料サイクルにおける安全技術の調査研究(II)

not registered

PNC-TJ1545 97-001, 328 Pages, 1997/03

PNC-TJ1545-97-001.pdf:16.07MB

本報告書は、核燃料サイクルにおける安全技術に関する現状と今後の動向について、平成8年度の調査結果をまとめたものである。調査にあたっては核燃料サイクルに関する種々の分野において活躍している有識者で構成した委員会を設置して審議した。安全技術に関する現状調査として、動燃事業団の体系的安全研究課題を寿命管理、将来の核燃料サイクル、経済性向上の観点から調査・検討すると共に核燃料サイクル施設おけるPSAの実施状況、燃焼度クレジット、スカイシャイン評価コード等の試験結果について分析評価した、今後の動向調査として、一部の委員より最近の状況を踏まえた安全研究の推進に資する提言を得た。安全研究課題の検討として、2年間に調査した安全技術から今後着手すべき課題を整理し、本報告書にまとめた。

論文

Evaluation of the environmental gamma-ray dose rate by skyshine analysis during the maintenance of an activated TFC in ITER

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元S$$_{N}$$スカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1$$mu$$Sv/year、後者の場合は84$$mu$$Sv/yearとなった。前者の場合は、100$$mu$$Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。

報告書

JMTR核燃料物質使用施設の想定事故時の直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による周辺監視区域境界の線量当量評価

土田 昇

JAERI-Tech 96-020, 28 Pages, 1996/05

JAERI-Tech-96-020.pdf:1.11MB

JMTR(Japan Materials Testing Reactor)における核燃料物質使用施設の安全評価を目的とし、使用施設で核分裂生成物(FP)放出を伴う事故を想定した場合の周辺監視区域境界における公衆の外部放射線による被ばく評価を実施した。想定事故としては、JMTRの出力急昇試験設備であるOSF-1照射設備のキャプセル破損を想定した。想定事故では、キャプセル破損により照射中の燃料棒内の放射性物質であるFPがOSF-1冷却系に流出し、OSF-1冷却系から原子炉建家内に漏洩する冷却水に含まれるFPが原子炉建家内の空気中に移行し、一部は壁面に付着すると仮定して、それら原子炉建家内のFPを放射線源とした場合の周辺監視区域境界における直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による実効線量当量を評価した。評価の結果、周辺監視区域外の公衆に著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないことが確認された。

報告書

遮蔽安全解析コードの検証研究(3)

沢村 貞史*

PNC-TJ1600 96-003, 77 Pages, 1996/03

PNC-TJ1600-96-003.pdf:5.15MB

核燃料施設の環境評価項目の1つとして、施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価がある。この線量評価は遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマーク実験が極めて少ないこと等もあり、評価においては、充分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、作成した同期型パルス状放射線測定装置を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設周辺の線量分布測定を、漏洩ガンマ線の平均自由行程の約10倍程度の距離(約600m)にわたって実施することにより、施設周辺におけるスカイシャインの影響を明らかにするとともに、汎用ユーザーズ版EGS4コードにより北大45MeV施設のスカイシャイン線の評価を行い、実験結果との比較検討を行うため以下の研究を行った。●電子線加速器から発生する制動X線を線源とし、作成した同期法パルス状放射線測定装置を用いて、施設から西方向350m、南方向100m、北方向600mにわたるスカイシャイン線の測定を行った。測定結果はG(E)関数法により空間線量率に換算された。その結果、施設から70m以内、100目-400mの区間および400m以遠では異なる空間変化を示すことが分かった。●汎用版EGS4に備えられたポイント検出器を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設からのスカイシャイン線評価のためのシミュレーションを行った。●シミュレーションの結果と実験結果とを比較検討した。双方のデータに未だ統計誤差を含むが、70m以内の実験データとの比較には、施設の構造をより反映した幾何学的形状が必要である。しかし、本シミュレーション結果は100m以遠の実験結果をよく再現することが分かった。

論文

Monte Carlo analyses of benchmark experiments and accuracy to demonstrate shielding safety of nuclear fuel cycle facilities

増川 史洋; 坂本 幸夫; 植木 紘太郎*

Proc., 1996 Topical Meeting on Radiation Protection and Shielding, 1, p.432 - 439, 1996/00

従来の遮蔽解析手法を適用した核燃料サイクル施設の設計に含まれている安全裕度を推定する目的でモンテカルロコードMCNP4Aをリファレンスとして導入することとし、本コードによる解析精度を確認するために遮蔽ベンチマーク実験の解析を行った。考慮したエネルギー範囲は中性子について高々14MeV以下、ガンマ線について数MeV以下であるが、バルク遮蔽、ストリーミング、スカイシャインと幅広く問題を取り上げ、バルク遮蔽については原研FNSで行われたコンクリートや鉄に対する実験等を、ストリーミングについてはETNA施設(Societa Richerche Impianti Nucleari,Italy)で行われた2回屈曲ダクト実験やKansas州立大で行われたガンマ線直円筒ダクト実験等を、スカイシャインについては東大の弥生炉による実験とKansas州立大で行われた$$^{60}$$Co線源による実験を本コードで解析し、全問題に対して線量当量率や反応率のような積分値についてモンテカルロ法としての統計精度10%以内で解析を行うことができた。

報告書

遮蔽安全解析コードの検証研究

not registered

PNC-TJ1600 94-002, 61 Pages, 1994/02

PNC-TJ1600-94-002.pdf:1.81MB

核燃料施設からの直接およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われているが、ベンチマークデータが極めて少ないことなどもあり、評価に置いては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、スカイシャイン線の実データに関する文献調査、スカイシャイン線の測定手法の検討および汎用ユーザーズ版EGS4のスカイシャイン線評価への適用検討として、以下の検討を行った。・米国カンサス州立大学所有の遮蔽実験用野外実験場で行われたCo-60線源を用いた実験について調査した。・パルス状放射線源を用いた手法について調査し、スカイシャイン線ベンチマークデータ取得のために有効であることを確認した。・EGS4により高エネルギー電子線による制動放射線および消滅$$gamma$$線の発生についてシミュレーション解析を行い、パルス状放射線源を用いたスカイシャインベンチマーク実験へのEGS4の適用性を検討した。

報告書

リサイクル機器試験施設(RETF)からの直接ガンマ線,スカイシャインガンマ線に起因する線量当量評価について

福島 操

PNC-TN8410 92-238, 11 Pages, 1992/09

PNC-TN8410-92-238.pdf:0.26MB

リサイクル機器試験施設は放射性廃棄物の保管廃棄施設に該当する施設ではないが,施設から直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による一般公衆の線量当量が十分に低くなるように,燃料一時保管架台と試験設備を収納する試験セルは建家地下の中央部に配置し,多重コンクリートの壁で取り囲んでいる。施設からのスカイシャインガンマ線の線量当量を評価し,十分に小さいことを確認した。ガンマ線の計算は点減衰核積分コードQADコードと点減衰核1回散乱法コードG33を用いた。施設上空100mで線量当量率を計算した。線源モデルは燃焼済炉心燃料(初期Pu富化度30wt%,燃焼度94,000mwd/t,冷却日数550日)の24本分とした。評価地点は主排気筒から370mの地点で行った。皮膚の組織線量当量を示した。

報告書

ダクトストリーミング簡易計算コードDUCT-IIおよびスカイシャイン簡易計算コードSHINE-IIの開発

林 克己*; 山田 光文*; 秦 和夫*; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 91-013, 54 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-013.pdf:1.39MB

原子力施設等における遮蔽体中のダクト、スリット等の貫通孔からの漏洩中性子、ガンマ線の評価を簡単におこなえるコードDUCT-II、また原子力施設等を計画するときに必要となる敷地境界での中性子、2次ガンマ線、ガンマ線のスカイシャイン線量の評価を簡単におこなえるコードSHINE-IIを作成した。これらのコードによりベンチマーク問題の解析を行い、簡易設計コードとして使用可能であることがわかった。

報告書

再処理施設の放射線遮蔽安全ガイド資料

関口 晃*; 内藤 俶孝

JAERI-M 86-060, 267 Pages, 1986/04

JAERI-M-86-060.pdf:7.01MB

多種多様の放射線源を取扱い、幾何学的条件も多岐にわたる再処理施設の遮蔽安全性評価を高い信頼度で合理的に行うための遮蔽安全ガイドブックを作成する事を目指し、原研は、財団法人原子力安全研究協会に「再処理施設における遮蔽安全評価手法に関する調査」を委託した。本報告書はこの調査結果を纏めたものであり、遮蔽安全基準の考え方、再処理施設の放射線源及びその強度の推定方法、遮蔽計算手法について記すと共に、再処理施設に関する具体的な遮蔽計算例を示す。

口頭

核燃料施設のスカイシャイン評価におけるMCNP5の応用事例

在間 直樹; 長沼 政喜; 坂尾 亮太; 時澤 孝之

no journal, , 

核燃料施設の安全評価分野においては、従来簡易計算コード(QAD/G33等)が多用されてきた。しかしながら種々のジオメトリ記載等での制約も多く、また過大な評価結果を与えることも指摘されてきた。そこで人形峠環境技術センター核燃料施設の遮蔽・スカイシャイン計算においては、モンテカルロ輸送計算コードMCNP5を使用することにより、合理的な計算評価とするよう試みた。簡易計算コードとの比較・計算誤差評価・計算モデル・計算手法の工夫等について報告する。

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