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岩元 大樹; 明午 伸一郎; 中野 敬太; Yee-Rendon, B.; 方野 量太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 佐々 敏信; 前川 藤夫
JAEA-Research 2021-012, 58 Pages, 2022/01
JAEA-Research-2021-012.pdf:7.23MB
加速器駆動システム(ADS)の核破砕標的より上部に位置する構造物の放射線遮蔽解析を実施した。解析では、モンテカルロ粒子輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAINPHITSを用い、1サイクルを300日として、熱出力800MW及びビーム出力30MWの1サイクルフル出力運転を仮定した。解析対象の構造物は、標的の真上に設置されたビームダクト、原子炉容器上部に位置するビーム輸送室及びその室内に設置するビーム輸送機器及び遮蔽体並びに天井遮蔽体とした。それぞれの構造物に対する運転中及び運転後の放射線量及び放射能量を評価し、天井遮蔽体の遮蔽構造を求めた。その結果、本検討で求めた遮蔽構造を用いることで、法令で定められる敷地境界における線量限度を十分に下回る等の知見が得られた。さらに本検討の条件では、運転後における標的真上に位置するビーム輸送室内機器付近の実効線量率は10mSv/hを超え、室内機器の保守及び交換では遠隔での作業が必須となることを示した。
馬場 護*
JNC TJ9400 2000-007, 46 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-007.pdf:2.16MB
原子炉における最も基本的なパラメーターの1つである核分裂断面積と核分裂スペクトルの総合的な検討を可能とするべく、核分裂スペクトルを絶対値で測定する手法を新しく整備・確立し,これによって237Npなどのアクチニド核の核分裂断面積値と核分裂スペクトルパラメータデータを得ることを目的として、実験的及び解析的研究を行った。この結果、中性子生成微分断面積のよく分かった標準核種の中性子生成収量と中性子フルエンス因子,サンプルサイズ効果をモンテカルロ法で計算してサンプルの違いを厳密に評価することによって,核分裂スペクトルの絶対値を決定できる実験手法を確立した。これを用いると、核分裂断面積と核分裂即発中性子数の積を評価することができ、核分裂スペクトルの絶対値と形状に対する実験データを分離して取得できる。本研究では、この手法を,237Np、232Th、233Uに適用して,これらの核種の核分裂中性子スペクトルのパラメータを取得し、従来不明であった絶対値と形状の問題を明らかにした。また、さらに、高速炉設計標準コードを用いた解析も実施し、核分裂中性子スペクトルパラメータの実効増倍係数に対する感度も求めた。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
JNC TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB
平成8
10年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。
O
and MgO under neutron and 
-ray irradiation谷藤 隆昭; 片野 吉男; 中沢 哲也; 野田 健治
Journal of Nuclear Materials, 253, p.156 - 166, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：44.25(Materials Science, Multidisciplinary)JRR-3及び線照射施設を用い、AlO及びMgO単結晶の核分裂中性子及び線照射下における電気伝導度を測定した。いずれの照射においても、照射中に電気伝導度が高くなる照射誘起電気伝導(RIC)が生じた。また、最近、照射量とともに極めて大きな電気伝導度(すなわち、絶縁変化)が起こる照射誘起電気特性劣化(RIED)がいくつかの研究で報告されているが、本研究ではこのRIEDは生じなかった。測定されたRIC及びRIEDが生じなかったことについて、最近の他の研究と比較し討論が行われる。
大井川 宏之; 篠原 伸夫; 向山 武彦; H.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; S.Raman*
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.341 - 346, 1997/00
マイナーアクチノイド核種であるNp-237、Am-241、及びAm-243について、即発及び遅発中性子の核分裂当りの収率を測定した。即発中性子収率はミズーリ大学研究炉の144keVフィルタービームを用いて測定した。測定結果はENDF/B-VIやJENDL-3.2よりも20%程度大きく、今後この差異の原因を解明する必要のあることがわかった。遅発中性子収率はテキサスA&M大学のTRIGA型研究炉において測定した。測定値のENDF/B-VI及びJENDL-3.2に対する比はNp-237で1.19及び1.06、Am-241で1.14及び1.09、Am-243で1.05及び0.88となった。この他に遅発中性子の6群パラメータ(
i及び
i)も測定し、ENDF/B-VIと比較した。
U,
Np, and 
AmH.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; 大井川 宏之; S.Raman*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 103, p.393 - 400, 1995/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.07(Instruments & Instrumentation)高速中性子スペクトル場におけるU、Np、Amの核分裂中性子数(
)を求めるために実験を行った。中性子源としてはミズーリ大学研究炉(MURR)の144keVフィルタービームを用い、試料からの核分裂中性子は3本の陽子反跳検出器を用いて計数した。検出器は
Cf中性子源を用いて校正した。さらに、固体飛跡検出器(SSNTD)を用いて核分裂反応率の絶対測定を行い、核分裂1回当りの放出中性子数を求めた。U、Np、Amそれぞれの測定値は2.54
0.06、3.130.12、4.000.35となった。Uの測定値は以前に行われた測定値と良く一致しており、本測定手法が妥当であることを示している。
Tc with fast neutrons of reactor山岸 功; 久保田 益充; 関根 勉*; 吉原 賢二*
Radiochimica Acta, 63, p.33 - 36, 1993/00
核分裂中性子によって引き起こされるTcの核反応の積分断面積を測定した。Tcターゲットは、NH
TcO溶液をろ紙あるいは石英管上で乾固させて調製した。これらのターゲットを、原研の4号炉において20分間照射した後、生成した放射能をGe検出器で定量した。その結果、照射後のろ紙状ターゲットの線スペクトルに、
Tc,
Re,
Reのピークが検出された。これらの核種の放射能は、Tcターゲット量に比例して増加した。購入したTc原液中のRe濃度は、Tcの8.63
10
に達することがわかった。石英管状ターゲットについては、硝酸に溶解後Moを抽出分離した。有機相の線スペクトル上には、Moの他に
Nbのピークがはっきりと認められた。
佐藤 理*; 窪田 龍太郎*; 角田 弘和*
PNC TJ2222 92-002, 131 Pages, 1992/03
「もんじゅ」燃料初装荷時の中性子検出器応答を評価するために、2次元輸送計算法により、燃料装荷の各ステップ毎の炉内NISおよび炉外NIS検出器応答を計算する。計算された検出器毎の中性子応答を逆増倍係数により整理し、臨界近接時の検出器応答を予測した。DORTコードおよびJSD-J2中性子断面積ライブラリーを用いて、以下の4ケースの燃料装荷ステップについて、炉内NISおよび炉外NISの検出器応答を計算した。ケース1 第1ステップ終了時(内側炉心84体)ケース2 第2ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心16体)ケース3 第4ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心52体)ケース4 第9ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心62体)Cf-252外部中性子源、自発核分裂中性子源、およびO(アルファ,n)反応中性子源から成る固定中性子源と、核分裂中性子源とからの検出器応答をそれぞれ計算した。固定中性子源に近い側に設置された炉外NIS検出器では、燃料装荷数が少ない場合に固定中性子源からの寄与が大きく、臨界近接時に急激に核分裂中性子源からの寄与が大きくなるために、臨界近接時の逆増倍係数が装荷燃料体数に対して急激に変化する場合が見られた。
板垣 正文; C.A.Brebbia*
Boundary Elements XIV, Vol.1; Field Problems and Applications, p.25 - 38, 1992/00
境界要素法を臨界計算に適用した場合に現れる領域積分項を境界積分に変換する二つの方法、二重相反法と多重相反法について記述する。二重相反法では、核分裂ソース分布をフーリエ級数に展開し、個々の展開項をソースとする拡散方程式の特解を利用して領域積分を等価な境界積分に変換する。必要な展開係数は別の境界積分により自動的に与えられる。多重相反法では中性子源反復の回数に応じた次数の高次基本解を用いて相反定理を繰り返し適用して境界積分のみによる定式化を行う。この方法では境界上の中性子束と中性子流を反復の度に記憶する必要があるが、精度の高い結果が得られやすい。二つの方法とも、本来、中性子束の領域積分の比で与えられる実効増倍率を境界積分のみによる表示とし、計算の効率化を図った。簡単な数値計算例について両者の得失を議論すると共に、今後の開発課題についても触れる。
板垣 正文; C.A.Brebbia*
Engineering Analysis with Boundary Elements, 8(5), p.239 - 244, 1991/10
被引用回数：9 パーセンタイル：76.22(Engineering, Multidisciplinary)近年着目されている数値解法である境界要素法を中性子拡散方程式にそのまま適用すると核分裂中性子源に関する項は領域積分となり、境界要素法の利点が十分に活かされない。本論文では、このような領域積分を等価な境界積分に変換する一般的手法を与えている。まず、実効増倍率は境界上の中性子束と中性子流のみを境界積分することで求められる。核分裂中性子源と基本解の積を核とする領域積分は、核分裂中性子源分布をフーリエ級数に展開することによって等価な境界積分に変換できる。この際に必要となるフーリエ展開係数は同じく境界積分で与えられるが、中性子源反復過程では前回の反復で得られた展開係数を使った漸化式の形式で与えられるので、効率的に反復計算を進めることができる。
松村 太伊知; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.; 奥村 啓介
no journal, ,
これまでの原子炉格納容器(PCV)内部調査から、福島第一原子力発電所(1F)の1-3号機には、燃料と被覆管等が溶融した後に固化した燃料デブリが存在すると考えられている。2023年には、2号機(1F2)から数g程度の燃料デブリ試料の試験的取り出しが予定されている。燃料デブリの検知において中性子が検出されれば燃料デブリであると推定できるため、燃料デブリから放出される中性子の特性評価を行うことは重要である。そこで、UO燃料のみで構成されていた1F2と本格取出し時期での対象とされMOX燃料を部分的に含んでいた3号機(1F3)からの取出し燃料デブリに対する検出器開発や中性子応答の物理的解釈に資するため、1F2(広範囲燃焼度UO)、1F3(低燃焼度MOX)、TMI-2(低燃焼度UO)の3種類の代表的な燃料デブリモデルに対し、それぞれの燃焼履歴に基づく核種インベントリデータとSOURCES 4Cコードを用いて、燃料デブリから放出される自発核分裂(遅発中性子を含む)と(
, n)反応によって放出される中性子の特性評価を行った。
