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報告書

原子力災害対応用ロボットの性能試験法; 走破性能試験(JAEA-TM-0001, JAEA-TM-0002, JAEA-TM-0003)

川端 邦明; 山田 大地; 阿部 浩之*

JAEA-Technology 2020-015, 37 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-015.pdf:3.81MB

本稿は、原子力緊急時対応および廃炉作業に用いるロボット等の遠隔操作機器(以下、ロボット)の性能を評価するための試験法について記述したものである。東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所での事故発生後、多くの遠隔操作ロボットが作業に活用されている。このような作業経験と教訓は、将来の遠隔操作ロボットの開発に重要であることから、我々はこれらを参考にしてロボット性能評価のための試験方法の開発に取り組んでいる。これまでの著者らの調査により、原子力緊急時対応および廃炉作業のためのタスクをロボットによって実行するためには、スペースが十分にない空間において衝突を回避しながらの走行、階段上にて転倒や転倒を回避しながらの走行、ロボットに接続されたケーブルにより引き起こされる問題を回避しながらの走行、について高い性能が必要であることがわかっている。本稿は、これらを定量的に評価するための、狭隘通路走破性能試験,階段走破性能試験,ケーブル牽引走破性能試験の3つの試験手順について記述するものである。試験実施の参考のために、具体的な試験環境の例とテスト実行のデモンストレーションの様子についても掲載している。

論文

楢葉遠隔技術開発センターと原子力緊急時遠隔機材

川妻 伸二

デコミッショニング技報, (54), p.24 - 33, 2016/09

2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震とその後の大津波により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故から5年が経過した。福島第一原子力発電所の事故では放射性物質が大量に放出され、原子炉建屋内部の空間線量率が高く、廃止措置のために作業員が原子炉建屋内への立入りや長時間作業は、極めて困難な状況である。作業員に替わって廃止措置の作業を行う、遠隔技術の開発が必要となり、その技術開発を加速するため、日本原子力研究開発機構は楢葉遠隔技術開発センターを建設し、2016年4月から本格運用を開始した。あわせて、遠隔操作機器・装置の開発を支援するロボットシミュレータやロボット性能試験法の開発を行っている。さらに、原子力緊急時遠隔機材の整備・運用も行っている。

報告書

炉外高温高圧水ループ試験装置の性能試験(受託研究)

中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-049.pdf:14.7MB

日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。

報告書

オンサイトプラントアナライザの開発(1)-モデル構築GUI・プラントデータ取り込み機能の開発-

not registered

JNC-TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06

JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB

オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する

報告書

大電流電子線加速器の開発

野村 昌弘; 遠山 伸一; 田中 拓; 武井 早憲; 山崎 良雄; 平野 耕一郎; 大村 明子

JNC-TN9410 2000-007, 376 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-007.pdf:15.51MB

昭和63年10月に原子力委員会・放射性廃棄物対策専門部会で策定された「群分離・消滅処理研究技術研究開発長期計画(通称:「オメガ計画」)」に沿って、大洗工学センターでは、その計画の一部である「電子線加速器による消滅処理」の研究を実施してきた。これは、電子線加速器で作られる高エネルギーガンマ線を用いて光核反応によりセシウム、ストロンチウム等の放射性核分裂生成物を安定な核種に変換する研究であるが、この消滅処理研究を工学的な規模で実施するためには100mA-100MeV(ビーム出力10MW)級の電子線加速器が必要であると推定され、「オメガ計画」の第1期の課題である大電流電子線加速器のビーム安定化等に関する要素技術の開発として20mA-10MeV(ビーム出力200kW)を開発目標として大電流電子線加速器の開発を行ってきた。本電子線加速器は、平成2年度から高エネルギー物理学研究所、放射線医学総合研究所、大学等の協力を得て技術開発に着手、平成5年度から大電流電子線加速器の製作を開始した。その後、加速器の心臓部とも言える入射部系が完成し、性能試験を平成8年3月から9月にかけて実施した。平成9年3月には本加速器の主要設備全ての据付けが完了したが、サイクル機構の諸事情等もあり、大幅に遅れ平成11年1月から性能確認のための加速器運転を開始、平成11年12月まで継続してきた。試験結果としては、まだ開発途中であり、長時間・安定に至っていないが、ビーム出力約14kWを達成した。また、短時間であるが、ビーム出力約40kWの運転も可能とした。本報告書では、サイクル機構で開発してきた大電流電子線加速器の開発を開始当時まで振り返って、開発の経緯、要素機器の開発、設備・機器の設計、加速器の性能確認試験等の事項について、総括的にまとめた。

報告書

核設計基本データベースの整備(XI) ‐ 高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析 -

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC-TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

報告書

深部岩盤における初期応力測定用プローブの製作および耐圧性能試験

加藤 春實*

JNC-TJ7400 2000-005, 20 Pages, 2000/02

JNC-TJ7400-2000-005.pdf:1.44MB

今年度は、深部岩盤における初期応力測定用プローブの測定システムのうち、ひずみゲージセルと耐圧容器の製作を行ない、ひずみゲージセルの耐圧性能試験を実施した。本報告書では、ひずみゲージセルの製作手順について詳細に説明し、静水圧下で行なったひずみゲージセルの耐圧性能試験の結果について述べた。各載荷試験における圧力-ひずみ曲線は極めて弾性的で良い再現性を示した。また、ゲージセルに温度ゲージを埋設すると、ゲージセルの変形によって温度ゲージの電気抵抗が変化するために、ゲージセルの温度を正しく測定できないことが示された。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」における水素・トリチウム挙動 -性能試験データによる解析コード(TTT9)の検証と定格運転予測評価-

飯沢 克幸; 鳥居 建男

JNC-TN4400 99-002, 192 Pages, 1999/03

JNC-TN4400-99-002.pdf:7.27MB

高速増殖炉におけるトリチウム挙動解析評価手法と負荷低減対策の開発整備を目的として、「もんじゅ」出力上昇試験データを用いて高速炉トリチウム挙動解析コード"TTT"の検証と定格運転長期予測評価を実施した。この際、既に長期運転経過により飽和挙動に達している「常陽」及びPHENIX解析結果との比較検討も実施した。"TTT"コードはR.KUMARのトリチウム・水素挙動モデルに基づき作成され、当初「もんじゅ」設計段階の評価に用いられて来たが、その後「常陽」MK-IIデータに基づき改良整備し、更に今回「もんじゅ」性能試験データによる検証精度の向上を図り、実力ベースにおける長期予測評価と低減対策検討への適用に到っている。本研究において得られた結果と結論は以下のとおりである。(1)「常陽」、PHENIX、「もんじゅ」性能試験におけるトリチウム濃度実測分布への解析コード炉心放出率適合値の検討により、制御棒からの放出寄与の優位性が推測された。(2)「もんじゅ」性能試験時のナトリウムと水・蒸気中トリチウム濃度分布に対して、解析コード検証精度C/E=1.1が得られた。(3)カバーガス中トリチウム濃度実測分布を再現するうえでトリチウム/水素同位体存在比均一化モデルの妥当性が確認された。(4)「もんじゅ」2次系ナトリウム中トリチウム濃度は1次系の約1/50で、

報告書

1,000m対応水理試験装置(高温環境型)の製作

後藤 和幸*; 牧野 章也*; 奥寺 勇*; 松本 隆史*

JNC-TJ7440 99-001, 151 Pages, 1999/01

JNC-TJ7440-99-001.pdf:10.35MB

本業務では、これまでの1,000m対応水理試験装置の開発経験をもとに、1,000m対応水理試験装置(高温環境型)2式を製作した。製作にあたりこれまで試験装置に採用していた差圧計より精度の高い絶対圧力計(水晶発振式)に変更した。この結果、測定時に差圧計の背圧調整の作業を廃止できることによる操作性の向上と圧力計の精度向上により取得のデータの信頼性が高くなった。

報告書

大深度対応地下水の長期モニタリング装置の製作

平田 洋一*; 小川 賢*

PNC-TJ7439 98-003, 171 Pages, 1998/08

PNC-TJ7439-98-003.pdf:15.85MB

本業務は、大深度の立坑(数百$$sim$$千m程度)および坑道の掘削を伴う調査研究等において、その周辺に掘削した試錐孔内で大きな差圧が発生する場合でも長期間に亘り連続して最大20区間の間隙水圧の測定および採水作業を行うことができる深度1,000m対応の長期モニタリング装置を製作するものである。本装置は、大きくダウンホールユニット、インナープローブユニット、データ観測・制御装置で構成される。以下に、本装置の主な特徴を示す。・最大30kgf/c㎡の差圧環境下での間隙水圧測定および地下水の採水が可能・深度1,000m、孔径$$phi$$86$$sim$$120mmまでの試錐孔に適用が可能・摂氏70$$^{circ}C$$までの温度環境下での適用が可能・水圧観測用圧力計に水晶発振式の小型で高精度な絶対圧力計を採用・観測区間の圧力等を維持した状態で、地下水を地上に回収可能本装置の製作に伴い室内試験および孔内性能試験を実施した結果、ダウンホールユニット、インナープローブユニット、データ観測・制御装置の全機能について正常に作動することが確認された。

報告書

地層処分における閉鎖技術の開発(概要)

稲葉 武史*; 戸井田 克*; 塩釜 幸弘*; 山本 拓治*; 安井 信吾*; 深沢 栄造*; 田中 益弘*

PNC-TJ1100 98-004, 88 Pages, 1998/02

PNC-TJ1100-98-004.pdf:2.23MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために建設した地下構造物を人工バリア材の一つである埋戻し材、プラグ材、グラウト材により閉鎖し、廃棄体の隔離性能を長期にわたり確保する必要がある。そこで、わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため、室内試験および原位置試験を通じてこれらの性能を定量的に評価していくことが必要である。本年度は、ベントナイトの動的物性値の取得及びカナダにおいて開始したトンネルシーリング性能原位置試験の設計や計測に係わる調査、検討を行った。以下にその概要を示す。(1)不飽和ベントナイト単体及び飽和砂ベントナイトの動的三軸試験を行い、ベントナイト単体及び混合土の動的変形特性を取得した。(2)AECL地下研究施設において実施しているトンネルシーリング性能試験に係わる、1)計測項目、計測機器の配置、2)ベントナイトブロックの施工、3)グラウト予備試験、4)トレーサー試験計画、5)ワークショップに係わる資料作成、の項目についての調査、検討を行った。

報告書

地層処分における閉鎖技術の開発

稲葉 武史*; 戸井田 克*; 塩釜 幸弘*; 山本 拓治*; 安井 信吾*; 深沢 栄造*; 田中 益弘*

PNC-TJ1100 98-003, 204 Pages, 1998/02

PNC-TJ1100-98-003.pdf:5.88MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために建設した地下構造物を人工バリア材の一つである埋戻し材、プラグ材、グラウト材により閉鎖し、廃棄体の隔離性能を長期にわたり確保する必要がある。そこで、わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため、室内試験および原位置試験を通じてこれらの性能を定量的に評価していくことが必要である。本年度は、ベントナイトの動的物性値の取得及びカナダにおいて開始したトンネルシーリング性能原位置試験の設計や計測に係わる調査、検討を行った。以下にその概要を示す。(1)不飽和ベントナイト単体及び飽和砂ベントナイトの動的三軸試験を行い、ベントナイト単体及び混合土の動的変形特性を取得した。(2)AECL地下研究施設において実施しているトンネルシーリング性能試験に係わる、1)計測項目、計測機器の配置、2)ベントナイトブロックの施工、3)グラウト予備試験、4)トレーサー試験計画、5)ワークショップに係わる資料作成、の項目についての調査、検討を行った。

論文

Development of superconducting cavities for high intensity proton accelerator at JAERI

大内 伸夫; 草野 譲一; 赤岡 伸雄*; 竹内 末広; 長谷川 和男; 水本 元治; 井上 均*; 加古 永治*; 野口 修一*; 小野 正明*; et al.

Development of Large Scale Superconducting Radio Frequency (SRF) Technologies, p.50 - 55, 1998/00

原研では、大強度陽子加速器により駆動される強力核破砕中性子源を核とした中性子科学研究計画を提案している。リニアックの加速エネルギー及び最大平均ビーム電流は、それぞれ1.5GeV、5.3mAであり、0.1GeV以上の高エネルギー領域では超伝導加速器の採用を計画している。このため、超伝導陽子リニアックの設計開発をKEKと共同で進めている。ここで、超伝導空胴は陽子の速度に合わせるため8個のセクションに分割される。空胴の設計においては、RF及び構造解析を行った。また、空胴の開発では、テストスタンドを整備するとともに、$$beta$$=0.5単セル空胴を2台試作し、性能試験を行った。結果は良好で、最大表面電界44MV/m及びQ値3$$times$$10$$^{10}$$を達成した。これらの値は、設計パラメータを十分に満足するものである。

論文

Application of a Phoswich detector for simultaneous counting of $$alpha$$- and $$beta$$($$gamma$$)-rays in a rotating drum-cell type monitor

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*; P.Howarth*

INMM 39th Annual Meeting Proceedings (CD-ROM), 27, 6 Pages, 1998/00

回転ドラムセル型モニターに、従来使用されていた$$alpha$$線計測用のSi検出器などの代わりに、著者らが開発した$$alpha$$及び$$beta$$($$gamma$$)線同時計測用ZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器を応用し、その性能を調べた。同モニターは、$$alpha$$放射体のプロセス濃度モニタリング用として原研NUCEFに設置されているもので、装置の一部を改造し、濃縮ウラン溶液を利用して性能試験を行った。発表では、ホスウィッチ検出器、同モニターの改造、$$alpha$$及び$$beta$$($$gamma$$)線強度とウラン溶液濃度との関係、濃度モニタリング結果、装置の課題、Si検出器で得られた性能との比較などについて述べる。

論文

回転ドラム式アルファモニターの改良とその性能試験

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*

第18回核物質管理学会 (INMM)日本支部年次大会論文集, p.142 - 148, 1997/11

原研NUCEFに設置されている回転ドラム式$$alpha$$モニターを一部改良して、濃縮ウラン溶液を利用してSi検出器とZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器による性能試験を行った。$$alpha$$線のみを測定対象としたSi検出器による試験では、4桁にわたる濃度範囲において、優れた相関関係が得られた。感度が高く、低レベル$$alpha$$放射能溶液の濃度モニタリングに適していることがわかった。一方、ホスウィッチは発表者らが開発中の検出器であり、$$alpha$$線と$$beta$$($$gamma$$)線双方の同時計測が可能である。この検出器による試験では、$$alpha$$線の測定についてはSi検出器とほぼ同等の性能が得られたばかりでなく、$$beta$$($$gamma$$)線強度の監視によりFP等の混入の程度も推定できることを確認した。

報告書

動燃式低水圧制御水理試験装置の改良(揚水試験機能の付加)

後藤 和幸*; 井原 哲夫*; 小川 賢*

PNC-TJ7439 96-005, 83 Pages, 1996/12

PNC-TJ7439-96-005.pdf:1.52MB

本業務は、既存の動燃式低水圧制御水理試験装置(以下JFT500とする)に単孔式の揚水試験機能を付加するための改良と揚水試験装置部を新たに製作した。本試験装置の改良の主点は、メインバルブとパッカーバルブの強度の増加および揚水試験用のケーシング・エアーリフト・揚水ポンプ・揚水量自動計測装置等の付加である。以上の改良および装置を付加することにより、従来の非定常透水試験に加え定常法の透水試験である定圧揚水試験・定流量揚水試験ができる試験装置となった。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱貯蔵設備の運転・保守経験,1; 総合機能試験完了後から平成8年3月まで

長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.

PNC-TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03

PNC-TN2410-96-005.pdf:14.53MB

「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。

報告書

吹付工法を用いた緩衝材固着性能試験

菅野 毅; 藤田 朝雄; 杉田 裕

PNC-TN8410 95-179, 19 Pages, 1995/05

PNC-TN8410-95-179.pdf:0.67MB

地層処分における高レベル放射性廃棄物の定置方式については、竪置方式、横置方式の代表的な2案に関して検討がなされている。処分システムの設計研究のなかで、緩衝材の施工技術開発は、人工バリアシステムの機能を担保するうえで重要な項目の一つである。竪置方式の緩衝材の施工については、これまでに動力炉・核燃料開発事業団の緩衝材大型試験設備(Big-Ben)においてブロック方式および現地締固め方式の試験施工が実施され、処分孔内の緩衝材の施工方法と密度の関係に関するデータが得られている。一方、横置方式については、緩衝材の施工方法の一つとして吹付工法が考えられているが、国内におけるその施工実績の例はない。このため、既存の吹付機を用いた緩衝材の吹付試験を実施し、吹付作業の可能性、施工性および品質・性能に関する知見を得た。試験の結果、最適含水比付近の試料では緩衝材の吹付が可能であることが確認できた。吹付により得られた緩衝材の乾燥密度は1.0$$sim$$1.5g/cm/SUP3であり、さらに電動タンピングランマーによる吹付試料の締固めを行うことで1.5$$sim$$1.7g/cm/SUP3の乾燥密度を得ることが出来た。

報告書

第11回高速増殖炉研究開発成果報告会 発表資料 ・性能試験の現状-高速増殖炉もんじゅ- ・「もんじゅ」の総合的評価の計画

大後 美道; 山崖 佳昭

PNC-TN2410 95-035, 53 Pages, 1995/05

PNC-TN2410-95-035.pdf:4.98MB

本報告書は、平成7年2月14日にサンケイホールにおいて行われた第11回高速増殖炉研究開発成果報告会にもんじゅ建設所から報告した2件のスライドとオーラルペーパーをまとめたものである。発表テーマ(1)性能試験の現状-高速増殖原型炉もんじゅ-(2)「もんじゅ」の総合的評価の計画

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。

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