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論文

Benchmark experiments of thermal neutron and capture $$gamma$$-ray distributions in concrete using $$^{252}$$Cf

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 151(2), p.251 - 259, 2005/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

近年、経済的な観点から加速器などの遮蔽設計にますます厳密さが求められている。また、放射性廃棄物の区分を円滑に進めるために放射化物の強度分布を正確に評価する必要がある。そのためには重遮蔽における中性子及び捕獲$$gamma$$線分布を精度よく評価する必要がある。そこで、最近公開された核データと従来より使用されている核データライブラリーを用いて熱領域で大きく異なる2種類の郡構造を持つ断面積データを作成し、SN法による比較計算を実施した。また、コンクリート内での熱中性子分布測定結果及び$$gamma$$線線量分布測定結果と比較することにより計算手法の確認を行った。

報告書

The Libraries FSXLIB and MATXSLIB based on JENDL-3.3

小迫 和明*; 山野 直樹*; 深堀 智生; 柴田 恵一; 長谷川 明

JAERI-Data/Code 2003-011, 38 Pages, 2003/07

JAERI-Data-Code-2003-011.pdf:1.29MB

JENDL-3の第3改訂版(JENDL-3.3)は2002年5月に公開された。このライブラリーは種々の分野で利用される。今般、MCNPやANISN等の輸送計算コード用にJENDL-3.3に基づく2つのライブラリーFSXLIB-J33とMATXSLIB-J33を整備した。これらのライブラリーは、申し込みにより利用可能である。

論文

Evaluation of radiation shielding, nuclear heating and dose rate for JT-60 superconducting modification

森岡 篤彦; 逆井 章; 正木 圭; 石田 真一; 宮 直之; 松川 誠; 神永 敦嗣; 及川 晃

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.115 - 120, 2002/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:60.05(Nuclear Science & Technology)

JT-60の超伝導トロイダルコイル化に伴う改修計画において、放射線遮へい,核発熱,線量の評価を行った。超伝導コイルの核発熱を数種の真空容器を模擬して評価した。その結果、コイルの核発熱への影響が少ない真空容器の構造を決定した。真空容器の構造は、ステンレス鋼の2重壁構造で内部には中性子線を遮へいするために厚さ100mmの水層を、そして、2重壁の外側には$$gamma$$線を遮へいするために厚さ26mmのステンレス鋼を設置する構造とした。また、DD放電に伴い放射化による真空容器内の線量について評価した結果、真空容器内にフェライト鋼を採用することで、ステンレス鋼を用いたときに比べて30%近く、放射化量が低減できることがわかった。

論文

ACE and MATXS files processed from JENDL high energy file

今野 力; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1041 - 1044, 2002/08

JENDL高エネルギーファイルのうちこれまでに評価が終了した20核種の$$beta$$バージョンを処理して積分テストで使用するコードで使えるライブラリー(ACEファイル,MATXSファイル)を作成した。本論文は、この断面積処理及び処理の妥当性検証のために行ったテスト計算,ベンチマーク計算についてまとめたものである。

論文

Shielding analysis and evaluation of JRR-2 decommissioning

岩下 充成*; 有金 賢次; 岸本 克己; 青木 義弘*; 福村 信男*; 三尾 圭吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.372 - 378, 2000/03

JRR-2は平成8年12月に原子炉を永久停止し解体届を提出した後、平成9年8月に原子炉の解体工事に着手した。原子炉の廃止措置を行うにあたっては内部の誘導放射能による作業中の被曝を低減するため遮蔽措置とその評価が必要になる。本発表においては、原子炉直下の重水配管の遮蔽措置を行うにあたって実施した遮蔽計算の方法とその評価を発表する。遮蔽計算は、DOT3.5を使用し、群定数はAMPX48群ライブラリを用いたANISNにより作成し、放射化計算は固定線源問題とした。計算結果を炉体各部の実測値と比較した結果、原子炉直下配管貫通部においてファクター2程度で一致した。

報告書

POST: SRAC95を使用した臨界計算のための断面積処理プログラム

須山 賢也; 高田 友幸*

JAERI-Data/Code 98-035, 24 Pages, 1998/11

JAERI-Data-Code-98-035.pdf:0.85MB

``POST''は、臨界計算のための、SRAC95によって作成されたライブラリの処理システムである。作成されたライブラリは、ANISNあるいはAMPX作業形式ライブラリのフォーマットを有している。そのライブラリを使用することで、SRAC95によって作成した実効断面積を用いて、KENO-IVあるいはKENO-Vaによる臨界解析が可能となる。

論文

A Method to calculate sensitivity coefficients of reactivity to errors in estimating amounts of nuclides found in irradiated fuel

奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.58(Nuclear Science & Technology)

燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。

論文

Non-uniformity effect on reactivity of fuel in slurry

奥野 浩; 酒井 友宏*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L74 - L82, 1996/00

燃料インポータンス分布平坦化の原理に基づき最大反応度を得るために、計算プログラムOPT-SNを開発した。このプログラムは、中性子輸送方程式を解くに当たってはANISNコードを含んでいる。水反射体が付いた場合及び付かない場合におけるウラン濃縮度5wt%のスラリーに対する臨界計算を実施した。反射体が付いた体系については、以下のことが明らかになった。(1)中性子増倍率の増加割合(不均一効果)は、平均ウラン濃度700から4000gU/lの範囲において最大約6%であった。(2)不均一効果は、燃料が平板形状の場合に円柱及び球形状よりも一般的に大きい。平板状燃料で反射体が片側にのみ付いている体系の最適燃料分布は燃料領域中に反射体領域を自ら形成する。この分布は、沈澱において現われるかもしれない。

論文

Shielding design of obtain compact marine reactor

山路 昭雄; 迫 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:64.53(Nuclear Science & Technology)

舶用炉は船内の狭隘な場所に設置されること及び原子力船の経済上の観点から、軽量・小型でなければならない。現在の舶用炉では遮蔽体が原子炉プラント重量の大きな割合を占めている。例えば、原子力船「むつ」の遮蔽体は原子炉プラント重量の70%を越えている。また、遮蔽体の重量と大きさの大部分は二次遮蔽体によるものであり、「むつ」の場合では二次遮蔽体が全遮蔽重量の88%を占めている。改良舶用炉MRXは一体型PWRと水張り式格納容器を採用することによってこの問題をかなりの程度まで解決している。この概念では二次遮蔽体を必要としない設計が可能である。この結果、MRXは従来の舶用炉と比べて軽量・小型化されている。例えば、MRXの原子炉出力は「むつ」の2.8倍であるが、プラント重量は「むつ」の0.5倍、格納容器体積は「むつ」の0.7倍である。

論文

One-dimensional activation analysis of vacuum vessel of JT-60U with deuterium gas discharges

宮 直之; 西谷 健夫; 竹内 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.398 - 406, 1994/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

1次元円環モデルにより、JT-60U装置放射化に関する核種分析と線量当量評価を行った。真空容器周辺構造物に生成する主力核種はTFコイルの$$^{56}$$Mn、真空容器の$$^{58}$$Co、第一壁台座の$$^{60}$$Coの順に時間変化して現われる。真空容器の線量当量は、長半減期核種$$^{58}$$Co、$$^{60}$$Coで決まり、その比は、7:3である。外側TFコイルに対しトロイダル方向に一様分布を仮定した本モデルでは容器周辺での熱中性子が増大し、(n,$$gamma$$)反応に基づく$$^{56}$$Mnや$$^{60}$$Coの放射能が過大評価となる。しかしながら、Inconel-625製真空容器のJT-60Uでは、$$^{58}$$Coが主力核種となるため、コイルのモデル化の影響を受けることなく線量予測が可能である。重水素実験80週における定期点検期間(実験停止後3日後~3ヶ月後)での計算と実測は良く一致しており、反応エネルギーしきい値を持つ材料が主たる構造物であるトカマク装置においては、1次元モデルが十分適用可能であることを示した。

報告書

Shielding benchmark tests of JENDL-3

川合 將義*; 長谷川 明; 植木 紘太郎*; 山野 直樹*; 佐々木 研治*; 松本 誠弘*; 竹村 守雄*; 大谷 暢夫*; 桜井 淳

JAERI 1330, 129 Pages, 1994/03

JAERI-1330.pdf:5.52MB

JENDL-3に格納されている主要な遮蔽物質の中性子断面積に対する積テストを種々の遮蔽ベンチマーク問題を解析することにより実施した。核分裂中性子問題として、次の実験を解析した。(1)ORNLにおける酸素、鉄、ナトリウムに対するブルームステック実験,(2)ASPISにおける鉄に対する深層透過実験,(3)KfKにおける鉄球からの漏洩スペクトル測定,(4)ORNLにおける鉄、ステンレススチール、ナトリウム、グラファイトに対する中性子透過実験,(5)RPIにおけるグラファイトブロックからの角度依存中性子スペクトル測定。D-T中性子問題として以下の2つの実験を解析した。(6)LLNLにおけるグラファイト、鉄球からの漏洩スペクトル測定,(7)原研FNSにおけるベリリウム、グラファイトからの角度依存中性子スペクトル測定。解析は一次元S$$_{N}$$輸送計算コードANISN,DIAC,二次元S$$_{N}$$輸送計算コードDOT3.5および三次元ポイントモンテカルロコードMCNPを用いて実施した。S$$_{N}$$輸送計算に用いて群定数はPROF-GROUCH-G/BおよびRADHEAT-V4で作成した。

報告書

モンテカルロ臨界計算プログラムKENOIVのための微分アルベドの作成

小室 雄一; 川崎 弘光*; 金子 俊幸*

JAERI-M 93-246, 19 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-246.pdf:0.68MB

反射体付き体系の臨界計算をモンテカルロプログラムKENOIVで実行する場合、反射体を微分アルベドで近似すると計算時間を短縮できる。KENOIVには1次元SnプログラムANISNとHansen-Roach16群断面積の組合せで作成した微分アルベドが数種類の反射体について用意されているが、これを利用できるのは16群断面積をKENOIV計算に使用する場合に限られる。日本原子力研究所では臨界安全性評価コードシステムJACSの改良を進めている。このシステムには臨界計算用モンテカルロプログラムとしてKENOIV及びMULTI-KENO、多群定数ライブラリーとして26群及び137群MGCLが用意されている。今回、改良作業の1つとして26群MGCLとKENOIVあるいはMULTI-KENOの組み合わせの臨界計算に利用できる水の微分アルベドを26群MGCLとANISNにより作成した。

報告書

JT-60U重水素実験における装置放射化評価

宮 直之

JAERI-M 93-216, 70 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-216.pdf:1.94MB

大型トカマク装置JT-60Uにおける装置の核種分析とその近傍における線量当量評価を1次元円環モデルを用いて行った。計算には中性子、$$gamma$$線輸送計算コードANISN及び誘導放射能計算コードCINACを使用した。真空容器周辺構造物において線量当量に寄与する主力$$gamma$$線源核種は高マンガン鋼製のトロイダル磁場コイルケース中の$$^{56}$$Mn、インコネル625製真空容器中の$$^{58}$$Co、ステンレス(SS-316)製第一壁合座中の$$^{60}$$Coである。定期点検期間に対応する実験停止後3日~3カ月においては、$$^{58}$$Co、$$^{60}$$Coなどの長半減期核種が残留放射線の蓄積をもたらしている。重水素実験開始後2年間の放射化についての計算評価は実測とよく一致した。1次元モデルの適応性を検討し、トロイダル磁場コイル構造のモデル化に伴う誤差30%以内での線量当量評価が可能であることを示した。

論文

Comparison between measured and design dose rate equivalents on board of nuclear ship Mutsu

山路 昭雄; 坂本 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。

報告書

高速EWS環境における臨界・遮蔽計算コードの整備

増川 史洋; 高野 誠; 井上 修*; 原 俊治*

JAERI-M 93-024, 31 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-024.pdf:0.84MB

最近のエンジニアリングワークステーション(EWS)の性能の向上は目覚しく、臨界・遮蔽解析コードを現実的な時間で実行することが可能である。本報では当研究室でよく使用される臨界・遮蔽解析コード、MAIL3,ANISN-JR,KENO-IV,ORIGEN2,CITATION,TWOTRAN,VIM,DORTを高速EWS SUN-4/2で使用可能なように移植・変換を行った際のノウハウをまとめるとともに、EWSで各コードを実行する際の使用手引きを示した。各コードの実行の際にI/Oアクセスファイルを容易に指定できるようにサブミットコマンドを作成した。

論文

Development of a common nuclear group constants library system; JSSTDL-295n-104$$gamma$$ based on JENDL-3 nuclear data library

長谷川 明

Nuclear Data for Science and Technology, p.232 - 234, 1992/00

JENDL-3に基づく中性子295群ガンマ線104群のJSSTDL汎用群定数ライブラリー及びその利用システムを作成した。遮蔽計算のみならず臨界計算への利用も出来るようにしている。利用者の要求から現在日本で標準的に使われている群構造の殆ど全てをカバーするべく群構造が決められた。一般の体系への利用の見地から、Bondarenko型の温度依存自己共鳴遮蔽因子が付属している。非等方性はP5まで取られている。利用システムとしては、他機種への変換用コード、任意群への縮約コード、核計算コードANISN、DOT、MORSEに直接使用可能な領域依存の巨視断面積作成コードが開発された。本システムによりJENDL-3の最新のデータによる中性子及び$$gamma$$線の計算が可能となっている。本システムはJENDL-3のベンチマーク・テストでも使用され適用性が確認された。

報告書

Sn計算におけるR-Z形状モデルに対する白色境界条件,反射境界条件および白色反射境界条件の妥当性に関する検討

高野 誠

JAERI-M 91-108, 25 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-108.pdf:0.83MB

二次元Sn計算コードTWOTRANは炉心解析等に以前から広く使われているコードである。TWOTRANコードで扱える形状の一つにR-Z形状があるが、外周の境界条件としては無限配列セル計算の場合、白色境界条件又は反射境界条件しか用意されていない。本報では、実際の使用済PWR燃料棒セル計算をTWOTRANコードのR-Z形状で解析した際に生じた問題点を示し、一次元SnコードANISNやモンテカルロコードKENOによる結果との比較検討により、R-Z形状の外周境界条件としては白色境界条件および反射境界条件が不適当となる場合があることを示した。このため、新たに「白色反射境界条件」を提案し、これをTWOTRANコードに組み込み、他の境界条件を使用した場合と比較した結果、最も良好な結果を示すことが判明した。

報告書

JENDL-3をベースとした核融合炉核計算用群定数セットFUSION-J3の作成

真木 紘一*; 小迫 和明*; 関 泰; 川崎 弘光*

JAERI-M 91-072, 103 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-072.pdf:1.9MB

従来の核融合炉核計算用ANISNタイプ結合群定数セットGICX40に替わる群定数セットとして、1990年4月に公開されたJENDL-3をベースにFUSION-J3を作成した。FUSION-J3は、中性子125群、ガンマ線40群から成り、核融合炉の候補材の主要40核種を内蔵し、散乱断面積のルジャンドル展開次数P5を採用している。また、2次元計算の機動性及び誘導放射能計算コードシステムがGICX40の群構(中性子42群ガンマ線21群)となっているので、同じ群構造の補助的な群定数セットFUSION-40もあわせて作成した。ベンチマーク計算及び実験解析の結果から、FUSION-J3は、実験値をよく再現し、VITAMIN-C(ENDF/B-IVベース)以上の精度にあることが示された。また、JENDL-3は、ENDF/B-V以上の高い精度にあることも示された。以上より、FUSION-J3を核融合炉核計算に適用することにより、更に高い核設計精度が期待できる。

報告書

INTERF; 核融合中性子工学実験解析のための反応率・スペクトル編集コード

小迫 和明*

JAERI-M 90-199, 114 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-199.pdf:2.79MB

核融合中性子工学実験の解析システムの一部として解析結果の処理を実験条件と密接な関連を持ちながら行える反応率・スペクトル編集コードINTERFを作成した。このコードは、輸送計算により得られたスカラー・フラックスを処理し、反応率の計算値と実験値の比(C/E)、スペクトル、反応率分布、等高線分布などを求めることができる。INTERFが対応する輸送計算コードは、ANISN、DOT3.5、BERMUDA-2DN、MCNPとMORSE-DDコードである。本報告では、このコードの概要と機能及び入力データと入出力ファイルについて説明し、実際の使用例を示す。

報告書

ANISN-DD; One-dimensional Sn transport code using multi-group double-differential form cross sections

森 貴正; 佐々木 誠*; 中川 正幸

JAERI-M 87-123, 55 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-123.pdf:1.21MB

一次元SnコードANISNの改良版を作成した。本コードは特に、核融合炉のニュートロニクス計算でみられるような強い非等方散乱断面積を持つ物質中での中性子輸送計算において有用である。本コードでは強い非等方散乱を精度良く取り扱うために、従来のルジャンドル展開に代って、多群二重微分型断面積(DDX)を用いている。その結果、散乱後のエネルギーと散乱角の相関が多群近似の範囲で正確に考慮されている。本コードはオリジナル版の持つ機能の他に、DDXライブラリーを用いた輸送計算(固定源問題及び固有値問題)、adjoint計算、及びDDXの縮約の機能を持っている。

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