検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Experiment and analyses for 14 MeV neutron streaming through a dogleg duct

山内 通則*; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 和田 政行*; 佐藤 聡; 西谷 健夫

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.542 - 546, 2005/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.02(Environmental Sciences)

核融合炉にはRF加熱ポートや計測用プラグ周りの間隙等、屈曲を設けた放射線ストリーミング経路が幾つかあり、遮蔽設計上の問題となる。モンテカルロ計算はストリーミング効果の詳細評価に重要であるが、一方簡易計算はストリーミング効果を軽減するための設計オプションの選定に有効である。実験と解析によりこれらの計算法の信頼性を評価した。実験は原研FNSの14MeV中性子源により、高さ170cm,幅140cm,厚さ180cmの遮蔽体に断面が30cm$$times$$30cmの2回屈曲ダクトを設けた体系で行った。モンテカルロ計算は実験体系,線源周り構造体、及び実験室を詳細にモデル化し、MCNP/4CコードとFENDL/2及びJENDL-3.3ライブラリーを用いて行った。実験値との差は30%以内であった。簡易計算はDUCT-IIIコードによって行った。その結果は屈曲によるストリーミング成分の変化を良好に再現し、充分な信頼性を持つことを確認した。すなわち、モンテカルロ計算法とともに簡易計算法もまた遮蔽設計評価のために有効な役割を果たすと期待できる。

論文

Benchmark analyses of neutron streaming experiments for proton accelerator facilities

中野 秀生*; 増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄*; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.50 - 53, 2004/03

陽子加速器施設における迷路,貫通孔等の中性子ストリーミングに関する種々の評価手法に対する精度検証を行うために幾つかの計算コードを用いたベンチマーク実験解析を実施した。これにより、NMTC/JAM,MCNPX及びDUCT-IIIはJ-PARCの遮蔽設計及び安全評価における中性子ストリーミングの計算に充分適用可能であることを確認した。

論文

Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calculation

佐藤 聡; 真木 紘一*

Fusion Engineering and Design, 65(4), p.501 - 524, 2003/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.47

トカマク型DT核融合炉の代表的な設計例においてブランケットは、メンテナンスや製作性等の観点から多数のモジュールに分割されている。隣り合うモジュール間には幅数cmのスリットが存在する。スリットからの中性子ストリーミングにより真空容器再溶接部のヘリウム生成量や超伝導コイルの核発熱率や照射損傷等が増加し、基準値以上になる懸念がある。本研究では、スリット幅,ブランケットの厚さ及び組成,真空容器の厚さ及び組成,再溶接部のホウ素濃度をパラメータとした真空容器や超伝導コイルの核的応答に対する3次元モンテカルロ法による感度解析を行い、それらを関数としたスリットストリーミングに対する核的応答の簡易的な近似式を導出した。また導出した近似式を基に、遮蔽設計基準値を満足させるための遮蔽構造のガイドラインを明らかにした。

報告書

FCA XX-1炉心におけるガス膨張機構(GEM)の反応度価値測定と解析(共同研究)

大井川 宏之; 安藤 真樹; 飯島 進; 高木 直行*; 植松 眞理マリアンヌ*

JAERI-Research 2001-036, 48 Pages, 2001/06

JAERI-Research-2001-036.pdf:2.38MB

大型高速炉の冷却材循環ポンプ停止時に負の反応度フィードバックを与えることを目的としたガス膨張機構(GEM)の模擬試験を高速炉臨界実験装置FCAにおいて実施した。炉外GEMと炉内GEMについて反応度効果を測定し、計算と比較して予測精度を検討した。炉外GEMでは、構造材である鉄の自己遮蔽効果を適切に評価する必要があることがわかった。決定論的手法では10~20%の過大評価となるが、モンテカルロ法を用いると予測精度を10%以内に改善できることがわかった。炉内GEMでは、中性子ストリーミング効果を考慮できるようなセル均質化法を採用する必要があることがわかった。最小二乗法による成分別予測精度評価の結果、非漏洩成分は10~20%の過大評価であるが、漏洩項は実験誤差の範囲内で実験と計算が一致することが明らかとなった。

報告書

JASPER実験データ集(VII) - ギャップストリーミング実験 ‐

竹村 守雄*

JNC-TJ9450 2000-002, 112 Pages, 2000/03

JNC-TJ9450-2000-002.pdf:2.55MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の6番目の実験として、1992年3月初めから約2ケ月間かけて米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施されたギャップストリーミング実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行されたギャップストリーミング実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。ギャップストリーミング実験は、高速炉原子炉容器上部の中性子束がインクロージャシステムに存在する空隙部を通じての中性子ストリーミングに起因していることから、空隙部の幅、オフセット間隔と中性子ストリーミングの大きさの相関を実験的に把握すると共に、このストリーミング評価に適用される解析手法の精度の検証と向上のためのデータベースを提供するため企画された。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ後方に鉄ライナー付きコンクリート供試体が設置された。コリメータと供試体との間にスペクトルモディファイアを設ける体系と設けない体系とが構成され、軟らかいエネルギースペクトル(実機を模擬)と硬いスペクトルの中性子が供試体に入射された。コンクリート供試体には中央に貫通部があり、コンクリート製シリンダー、円筒状スリーブを挿入組合わせることにより、円環状ギャップの幅とオフセット位置を変えられる構造となっており、供試体の後方において各種検出器を用いた中性子測定が行われた。広いエネルギー範囲にわたる中性子が、ビーム軸に直交する方向での分布及びビーム軸上において、ほぼ全体系において測定された。硬い入射スペクトルのものについてはさらに、高速中性子のビーム軸上でのエネルギースペクトルの測定及びビーム軸に直交する方向の分布の測定が行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃

報告書

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究

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。

報告書

板状セルにおける非等方中性子ストリーミング効果の輸送理論の適用

大井川 宏之

JAERI-Research 98-061, 22 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-061.pdf:0.76MB

板状セルに関して、セルの非均質性に起因する非等方中性子ストリーミング効果を輸送理論に取り入れるための手法を考案した。この手法は、均質化後の輸送方程式の漏洩演算子及び断面積に角度依存因子を乗じることにより、非均質セルの角度中性子束、角度依存反応率及び中性子漏洩率を均質体系の体系計算で保存するものである。簡単な2領域、エネルギー1群の計算で本手法の適用性を評価した結果、ブノアの異方性拡散係数を使った拡散計算では過大評価されるような非均質性の高いセルの中性子ストリーミング効果も精度良く計算できることがわかった。

報告書

改良舶用炉MRXの中性子検出器案内管部遮蔽解析

三浦 俊正*; 石田 紀久; 平尾 好弘*

JAERI-Tech 98-030, 38 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-030.pdf:1.73MB

改良舶用炉MRXでは炉外核計装用中性子検出器を格納容器外側から原子炉容器周辺の所定の位置まで挿入するため検出器案内管を配置する。案内管は遮蔽欠損部なので放射線の透過やストリーミングのため格納容器外側の線量率を高める原因となる。そこで案内管部の最適遮蔽設計に資することを目的として同部分の遮蔽計算を行った。計算には二次元輸送計算コードとモンテカルロ計算コードの接続計算手法を用いた。ストリーミングに関するモンテカルロ計算では統計精度をあげるため案内管の近傍のみを解析した。この方法の信頼性はJRR-4における実験を解析することにより確かめた。MRXの遮蔽計算の結果、案内管出口での線量率は設計基準に近い値であった。線量率を下げるには案内管は線源部が直視できないように湾曲させればよいことが明らかとなった。

論文

Experiments and analyses on sodium void reactivity worth in mock-up cores of metallic fueled and MOX fueled fast reactors at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 安藤 真樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(4), p.264 - 277, 1998/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.92(Nuclear Science & Technology)

FCAにおいて金属燃料高速炉及びMOX燃料高速炉におけるナトリウムボイド反応度価値を測定し、計算精度を非漏洩項と漏洩項に分けて検討した。非漏洩項に関しては、JENDL-3.2は実験と良い一致を示し、金属燃料と酸化物燃料は中性子スペクトルが大幅に異なるのにも関らず計算精度の相違は見られなかった。しかし、ボイド領域がプルトニウムと濃縮ウランで構成されている場合は、JENDL-3.2は非漏洩項を約7%過大評価した。さらに、プルトニウムの同位体組成の効果も検討した。漏洩項に関しては、計算精度はセルに占めるボイドの割合で異なることが分かった。ブノアの理論に基づく方向別拡散係数の妥当性を燃料板の方向を換えることによって検証した。さらに、ナトリウムボイド反応度低減のためにナトリウムプレナムを備えた高速炉の設計概念についても計算精度を検証した。

報告書

原子炉まわり中性子ストリ-ミング効果予備検討

日比 宏基*; 鈴置 善郎*; 長田 博夫*

PNC-TJ2678 95-007, 134 Pages, 1995/03

PNC-TJ2678-95-007.pdf:4.2MB

もんじゅ性能試験で実施される「原子炉まわりしゃへい評価」では、原子炉容器内及び原子炉容器室内などで中性子測定を行い、しゃへい設計の基礎データを取得する計画である。この試験解析には、しゃへい設計時に同じく、基本的には2次元中性子輸送計算手法を適用して実施されることとなる。しかしながら、原子炉容器室そのものが六角形であること、あるいは原子炉容器室しゃへい床には種々の貫通部や切り欠き部があり3次元的に非常に複雑な形状をしているため、このような複雑形状を2次元RZ体系でモデル化すると計算誤差が大きくなる可能性がある。したがって、試験解析には3次元的な形状を模擬した計算方法を適用し、中性子ストリーミング効果を適切に評価する必要がある。また、本しゃへい評価では、原子炉容器内の炉内NIS案内管内で中性子測定を行うため、試験解析として案内管内の中性子ストリーミング効果を評価する必要がある。そこで本研究では、原子炉まわり中性子ストリーミング効果予備検討として、原子炉容器内のしゃへい床の基本的な体系に対して3次元モンテカルロ法を適用したしゃへい床まわりの中性子ストリーミング解析を行うとともに、原子炉容器内の炉内NIS案内管を含む体系での中性子ストリーミング効果を含めた案内管効果を評価した。その結果、3次元モンテカルロ法の適用により原子炉容器室内の詳細な中性子束分布を求められる見通しを得るとともに炉内NIS案内管中のしゃへい測定値をファクタ0.3$$sim$$0.5程度で再現できた。今回の知見を基に今後、原子炉容器室内のしゃへい測定解析に本格的に3次元モンテカルロ法を適用し、また、炉内NIS案内管中の他の測定の解析を行うことは有益である。

報告書

Some ITER shield problems examination

S.Zimin*; 佐藤 聡; 真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰

JAERI-M 92-063, 45 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-063.pdf:1.4MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計(CDA)においては、超電導コイルや分解修理時の作業員近傍に対する保護等を目的として種々の遮蔽検討が実施された。しかし、次の工学設計段階(EDA)に向かう設計の詳細化に伴い残された問題点も多いと考えられる。ここでは、CDA終了後、設計の詳細化を目的として日本において進められた検討を基に、CDAでの設計の問題点に対する解決案を示すと共に、さらに詳細な検討を要する事項を明らかにした。

報告書

大型高速臨界集合体での中性子ストリ-ミング効果に関する研究(II)

not registered

PNC-TJ265 82-01, 73 Pages, 1982/03

PNC-TJ265-82-01.pdf:1.72MB

高速臨界集合体における中性子ストリーミング効果が顕著に表われるプレート及びピン形状でのナトリウムボイド反応度、燃料スランピングの反応度等の積分量を解析し計算方法についての検討を行った。プレート及びピン形状におけるナトリウムボイド反応度の違いは、臨界集合体で得られたバイアス因子を実機ピン形状の体系に外挿する上で重要であり、FCAIV-2集合体で測定されている。本報告ではプレート及びピンドロワーの格子計算に用いられる格子モデルの違いによるボイド反応度の計算値の違いについて検討し計算方法の問題点を明らかにする。燃料スランピング反応度はFCAVIII-2集合体で測定されており、その解析も行われているが、計算結果が機関により大幅に異なるケースが生じている。そこで解析を中性子ストリーミング効果を取り入れて実施し、以前の結果と比較検討する。

報告書

トカマク型核融合炉における3次元中性子ストリーミングの検討

井出 隆裕*; 関 泰; 飯田 浩正

JAERI-M 7360, 35 Pages, 1977/11

JAERI-M-7360.pdf:1.09MB

原研で設計が行なわれている核融合実験炉において、中性粒子入射孔からの中性子ストリーミングの効果を検討した。直径1.2mの円柱状の入射孔がある場合のトロイダルコイルにおける放射線損傷を3次元モンテカルロ計算により評価した。トロイダルコイルを中性子ストリーミングから保護するためには0.8mの厚さの、遮蔽層でほぼ充分であるとの結論を得た。しかし、入射孔の存在により、トロイダルコイルの放射線損傷は、かなり大きくなる。

報告書

Evaluation of neutron streaming through injection ports in a tokamak-type fusion reactor

井手 隆裕*; 関 泰; 飯田 浩正

JAERI-M 6475, 18 Pages, 1976/03

JAERI-M-6475.pdf:0.46MB

原研の核融合動力炉の第2次試設計において中性粒子入射孔からの中性子ストリーミング効果を検討した。とくにトリチウム増殖比、超電導マグネットの遮蔽について計算を行った。その結果、直径1mの入射孔を設けた場合には、トリチウム増殖比は約1.3%減小し、超電導マグネットの遮蔽も厳しくなることが判明した。

14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1