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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。

報告書

J-PARC核破砕中性子源のターゲット台車の遮蔽設計

田村 昌也; 前川 藤夫; 原田 正英; 羽賀 勝洋; 今野 力

JAERI-Tech 2005-020, 58 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-020.pdf:18.82MB

J-PARC核破砕中性子源施設における水銀ターゲット台車設計の詳細化及び建屋設計の変更に伴い、ターゲット台車の遮蔽性能評価を行った。目標線量は、台車後方にある1.5mのコンクリート壁の背後にあるマニピュレータ室で25$$mu$$Sv/h以下、さらに1.5mのコンクリート壁の背後にある一般区域で0.5$$mu$$Sv/h以下である。屈曲した水銀配管及びターゲット台車と台車周りのライナーとのギャップ等を詳細に3次元モデル化することで、ストリーミング効果等を評価できるようにし、ターゲット台車周辺の線量分布を3次元モンテカルロコードNMTC/JAMを用いて求めた。コンクリート壁は単純なバルク遮蔽計算で十分であるため、MCNPXコードにより先の計算で求めた台車後端部の中性子束を線源とした1次元球体系モデルを用い、マニピュレータ室及び一般区域における線量を求めた。鉄遮蔽の増加、さらにギャップ等によるストリーミングを抑制することで、マニピュレータ室及び一般区域で目標線量限度以下にできるターゲット台車の遮蔽構造を決定した。

論文

大強度陽子加速器施設(J-PARC: Japan Proton Accelerator Research Complex)の放射線安全設計

中島 宏; J-PARC安全グループ

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.75 - 83, 2004/12

大強度陽子加速器計画施設における、放射線安全上の課題に対する対策・方針、それによる設計目標の考え方,設計条件の設定,遮蔽設計・安全評価に用いる手法及びその精度検証、そして最後に施設設計の現状を報告する。

報告書

大強度陽子加速器計画における核破砕中性子源の3次元遮蔽設計

田村 昌也; 前川 藤夫

JAERI-Tech 2003-010, 54 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-010.pdf:7.97MB

大強度陽子加速器計画(J-PARC)の下で建設が進められている物質・生命科学実験施設において、1MW核破砕中性子源施設の遮蔽性能に関する評価は、放射線安全及び機器配置の最適化の観点から重要である。本レポートは、核破砕中性子源全体を構成するすべての機器を隙間まで含めて詳細に3次元モデル化し、MCNPX2.2.6コード及びLA-150ライブラリを用いたモンテカルロ計算手法を用いて、遮蔽性能を評価した結果をまとめたものである。ストリーミング効果及びボイド効果の検討,コスト削減のための遮蔽の最適化,シャッター等機器の最適配置の検討を行った。水平方向の必要遮蔽厚さは、中性子ビームラインの角度により異なり、およそ6.5mから7.5mの範囲であることがわかった。また、他のビームラインと構造の異なる水平反射率計用の下向きビームラインのシャッター形状を検討し、その遮蔽性能が十分であることを示した。これらの結果より、生体遮蔽体の最適な形状を最終的に決定した。

報告書

モンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算システムの開発; モンテカルロ粒子輸送計算コードと誘導放射能計算コードとの連結システム

佐藤 聡; 川崎 信夫*; 久米 悦雄

JAERI-Data/Code 2001-017, 99 Pages, 2001/06

JAERI-Data-Code-2001-017.pdf:3.19MB

DT核融合炉の遮蔽設計において、運転停止後の崩壊$$gamma$$線生体線量率を精度良く評価することが重要課題である。そこで、運転停止後の$$gamma$$線生体線量率が精度良く評価できるよう、モンテカルロ粒子輸送計算コードと誘導放射能計算コードを連結しモンテカルロ法により崩壊$$gamma$$線輸送計算を行うシステムを開発した。本計算システムは現状、2次元円柱体系においてのみ適用可能である。計算時間の飛躍的な短縮を計るため、発生線源へのバイアス化システムも併せて開発し、本システムに組み込んでいる。

論文

Shielding design for steam generator of advanced integral marine reactor MRX

小田野 直光; 山路 昭雄*; 石田 紀久

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.78 - 82, 2000/03

経済性及び信頼性向上を目指した次世代型の改良舶用炉として、大型舶用炉原子炉MRXの概念を報告する。MRXは蒸気発生器を原子炉容器内に内蔵する一体型PWRであり、原子炉容器は水を充填した格納容器内に設置されている。MRXでは、格納容器内の水も放射線遮蔽材として有効に活用し、格納容器外側の二次遮蔽体を不要にするという遮蔽設計上の目標に基づいて、格納容器の胴部直径及び肉厚を定めた。さらに、プラントの高さ方向長さを短縮する目的で、蒸気発生器を炉心近傍に設置し、かつ原子炉室外側の機関室を周辺監視区域にすることを設計目標に掲げた。これを可能とさせるよう、炉心槽の板厚を厚くするとともに炉心槽外側と蒸気発生器との間に鋼製遮蔽体を設け、蒸気発生器内二次冷却水の16-N放射化量等を低減させた。その結果、プラントの飛躍的な軽量・小型化が達成された。

報告書

遮蔽設計基本データベースの整備(II)

竹村 守雄*

PNC-TJ9055 97-001, 112 Pages, 1997/03

PNC-TJ9055-97-001.pdf:2.63MB

動燃と米国DOEとの共同研究として実施されてきた日米共同大型遮蔽実験(JASPER)は、実験を成功裡に完了し、遮蔽物理研究の観点からの解析評価もほぼ収束しつつある。このJASPER実験及び解析から得られた成果は、実証炉および大型炉の遮蔽設計の精度を確保するための基本データベースとして、今後最大限有効に活用していくことが望まれている。JASPER実験で得られた豊富な遮蔽研究上の知見を大型炉の遮蔽設計へ有効に反映するためには、遮蔽用群定数ライブラリや解析手法などを最新のもので統一し、また必要に応じて容易に再解析できる解析データシステムを構築するなど、一貫した遮蔽設計基本データベースとして整備する必要がある。本作業の目的は、遮蔽設計基本データベースの整備の一環として、最新の遮蔽用群定数ライブラリ及び最新解析手法によるJASPER遮蔽実験解析を行うとともに、これまでの研究で蓄積してきたJASPERの実験データ及び解析入力データを系統立てて整理することにある。今年度はその2年目として、最新の核データライブラリJENDL-3.2に基づく遮蔽解析用標準群定数ライブラリJSSTDLを用いて、JASPER実験のうちの軸方向遮蔽実験の解析を実施した。従来のJASPER実験解析に適用されてきたJENDL-2に基づく群定数ライブラリJSDJ2による解析結果と比較した結果、全般的にJSSTDLによる解析結果の方がJSDJ2による結果よりも高めとなる傾向がみられた。さらにこの軸方向遮蔽実験解析及び前年度の径方向遮蔽実験でのナトリウム透過解析でのライブラリによる差の原因について、分析を行った。また、前年度選定したJASPER実験体系について、その実験解析を再現するのに必要な解析入力等のデータを、今年度も引き続き計算機上に集約・整備を行った。

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。

論文

Pre-evaluation of fusion shielding benchmark experiment

林 克巳*; 半田 宏幸*; 今野 力; 前川 藤夫; 前川 洋; 真木 紘一*; 山田 光文*; 阿部 輝夫*

Fusion Engineering and Design, 28, p.525 - 533, 1995/00

核融合装置の遮蔽設計に用いられる設計コードと核データの検証に遮蔽ベンチマーク実験は非常に有効である。効果的な実験体系を選定するためには予備解析が重要になる。今回、FNSで計画されているボイド実験、補助遮蔽体実験、超伝導電磁石(SCM)模擬実験について予備解析を行った。予備解析ではGRTUNCLコードにより作成された初回衝突線源を基に二次元輸送計算コードDOT3.5を用いた。群定数はJENDL-3から作られたFUSION-40を使用した。ボイド実験ではボイドの形状・サイズ・配置について検討し、補助遮蔽体実験では補助遮蔽体候補のB$$_{4}$$C/Pb、W、B$$_{4}$$C/Wの厚さと配置について調べた。また、SCM模擬実験では液体ヘリウム及びSCMの組成を実験的にどのように模擬したらよいかを検討した。これらの検討結果を基に、検出器の効率及び測定時間を考慮して最終的な実験体系を決定した。

論文

原子力船「むつ」の軌跡,研究開発の現状と今後の展開,Part VI; 改良舶用炉の研究開発

迫 淳; 小林 日出男*; 飯田 浩正; 山路 昭雄

原子力工業, 38(4), p.55 - 60, 1992/04

改良舶用炉MRX(Marine Reactor X:砕氷船用原子炉)の設計を改良することを目的とし、遮蔽設計の見直しを行うとともに、炉構造設計、保守計画の合理化を図った。また検討中の開発方策について詳述する。

報告書

核融合炉遮蔽設計法のベンチマーク実験による評価に関する研究

中島 宏

JAERI-M 92-025, 171 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-025.pdf:4.22MB

本研究では、先ずDT反応型核融合炉の遮蔽設計上重要な課題について一連の工学的ベンチマーク実験を実施した。それに基づいて、ITERの概念設計で用いられる遮蔽計算手法、DOT3.5及びMCNP-3の計算精度を評価し、計算手法の問題点の摘出を行った。さらに、現在開発中のBERMUDAについて検討した。304s.s.製段違い狭小スリット体系の中性子ストリーミング問題では、DOT3.5及びMCNP-3はITERの概念設計で想定されている計算精度で適用可能であることを示した。また、多段層スリット中性子ストリーミング問題では、MCNP-3が、316Ls.s.体系内の2次$$gamma$$線核発熱問題では、DOT3.5がそれぞれ適用可能である。一方、316Ls.s.体系内の中性子深層透過問題及び大きな空洞内における中性子挙動問題では、BERMUDAが有効な手法であることを明らかにした。

論文

原子炉遮蔽設計のための計算コード

宮坂 駿一; 宮越 淳一*

原子力工業, 13(10), p.65 - 69, 1967/00

抄録なし

論文

遮蔽設計理論の現状

鶴尾 昭

原子力工業, 8(8), 15 Pages, 1962/00

抄録なし

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