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報告書

浅地中処分のためのJPDR生体遮蔽コンクリートの放射能評価手法の検討

河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MB
JAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB

原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。

論文

Experience of HTTR construction and operation; Unexpected incidents

藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10

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

HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。

論文

Measurement of depth distributions of $$^{3}$$H and $$^{14}$$C induced in concrete shielding of an electron accelerator facility

遠藤 章; 原田 康典; 川崎 克也; 菊地 正光

Applied Radiation and Isotopes, 60(6), p.955 - 958, 2004/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.06(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

東海研究所の電子リニアックは、核物理研究,放射性同位元素の製造等に用いられる強力中性子,光子及び電子線源として33年間利用され、1993年にその運転を停止した。本研究では、コンクリート遮へい体中に生成された誘導放射性核種量を調査するために、ボーリングにより遮へい体から試料を採取し、$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cの濃度分布を測定した。測定結果は、加速器施設のデコミッショニング,廃棄物管理における有用なデータとして利用することができる。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の1次上部遮へい体遮へい性能の温度効果

高田 英治*; 角田 淳弥; 沢 和弘; 多田 恵子*

JAERI-Tech 2000-020, p.65 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-020.pdf:2.12MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉容器上部には原子炉から燃料取扱フロアへの放射線を遮へいするための1次上部遮へい体が設けられている。原子炉運転中は遮へい体温度が上昇し、解析により定格出力時の1次上部遮へい体温度は75$$^{circ}C$$になると予測されている。そこで、遮へい体の温度に対するコンクリート中の含水量の変化、及び含水量の変化に対する燃料取り扱いフロアの線量当量率を評価し、さらに必要となる追加遮へい体の厚さを検討した。その結果、1次上部遮へい体温度が110$$^{circ}C$$以下であれば遮へい設計に用いた含水量(78kg/m$$^{3}$$以上)が満足されること、また燃料取り扱いフロアの線量当量率は含水量が設計に用いた値の半分程度になるまでは著しく上昇しないことがわかった。

論文

Analyses of iron and concrete shielding experiments with 43 and 68MeV p-$$^{7}$$Li neutrons with LA150

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 中島 宏; 小迫 和明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.187 - 191, 2000/03

原研高崎研TIARAで行われたp-$$^{7}$$Li準単色中性子源(43MeV,68MeV)を用いた鉄、コンクリート遮蔽実験の解析をLA150核データライブラリーを用いてMCNP4BとDORT3.1で行い、LA150自身の精度とルジャンドル展開をした多群ライブラリーを用いたSn計算の問題点を検討した。MCNP,DORT用のライブラリーはNJOYコードで作成した。多群ライブラリーは0.5MeVから149.5MeVまでを1MeV間隔にした群構造でP$$_{5}$$近似を採用した。また、この多群ライブラリーからMCNP用のルジャンドル近似をしていない多群ライブラリーも作成し、それを用いたMCNP計算も行った。10MeV以上の中性子スペクトルに関する実験と計算の比較から、LA150の鉄、コンクリートに含まれる核種のある核種の弾性散乱断面積が大きすぎる可能性があること、また、P$$_{5}$$近似の多群ライブラリーは自群散乱の前方性が弱く、それを用いたDORT計算はMCNP計算よりも20%以上も小さくなることがわかった。

論文

Intercomparisons of benchmark calculations for the transmission of quasi-monoenergetic neutrons generated by 43- and 68-MeV protons through iron and concrete shield

中根 佳弘; 中島 宏; 中尾 徳晶*; 植木 絋太郎*

Proc. of 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments (SARE3), p.334 - 342, 1997/00

20MeVから100MeVまでの中性子に対する計算コード及び断面積ライブラリの検証を目的として、43及び68MeV陽子により発生した準単色中性子の鉄及びコンクリート遮蔽体透過ベンチマーク問題について、3種類の計算手法による解析結果を比較した。MORSE-CGにHILO86及びHILO86R群定数を、またMCNP4AにHILO86群定数を用いて計算したビーム軸上でのスペクトルは同程度に実験値を良く再現した。断面積を改良したHETC-KFA2コードによる計算値は薄い遮蔽体透過に対しては実験値を再現するが、厚い遮蔽体透過では実験値を過大評価した。またビーム軸を外れた位置でのスペクトルについては、MORSE-CGによる計算値は実験値を概ね再現するが、改良したHETC-KFA2による計算値は実験値を著しく過小評価し、コード内の中性子散乱の取り扱いを改良する必要があることがわかった。

論文

Intercomparison of neutron transmission benchmark analyses for iron and concrete shields in low,intermediate and high energy proton accelerator facilities

中根 佳弘; 坂本 幸夫; 林 克己*; 中村 尚司*

Proc. of SATIF-3, p.151 - 182, 1997/00

加速器遮蔽のための計算コード及び核燃料データの評価を目的として、43MeVから24MeVまでの広域なエネルギーの陽子加速器における鉄及びコンクリート遮蔽体の中性子透過実験に基づく4題のベンチーク問題を提案していた。本報告では各国の解析結果を比較した。43及び68MeV陽子からの準単色中性子の透過計算ではMORSE-CG,MCNP4A,FLUKA及びMARS13による解析結果は実験値をほぼ再現したのに対し、HETC-KFA2による解析結果は実験値を課題評価しコード内での中性子散乱の取り扱いについて改良の余地があることを示した。500MeV陽子照射を受ける鉄ビームストップ内の中性子束分布計算ではMARS13,HETC96及びHETC-3 STEPの何れの解析結果もほぼ実験値を再現した。24GeV陽子照射を受ける鉄ビームダンプ内の中性子束分布計算ではMARS13による解析結果は実験値を概ね再現したのに対し、HETC-KFA2の結果は実験値を過大評価した。

報告書

Neutron transmission benchmark problems of iron and concrete shields in low, intermediate and high energy proton accelerator facilities

中根 佳弘; 林 克己*; 坂本 幸夫; 義澤 宣明*; 中尾 徳晶*; 伴 秀一*; 平山 英夫*; 上蓑 義朋*; 秦 和夫*; 中村 尚司*

JAERI-Data/Code 96-029, 80 Pages, 1996/09

JAERI-Data-Code-96-029.pdf:2.34MB

加速器遮蔽のための計算コード及び核データライブラリの評価を目的として、原研炉物理研究委員会の加速器遮蔽ワーキンググループにおいて低、中間及び高エネルギー陽子加速器における鉄及びコンクリート遮蔽体の中性子透過実験に基づく4題のベンチマーク問題を作成した。この問題集にはTIARAにおける43及び68MeV陽子からの準単色中性子の鉄及びコンクリート遮蔽体透過、KEKにおける500MeV陽子照射を受ける鉄ビームストップ内部および周囲での中性子束分布、LBLにおける6.2GeV陽子照射を受ける厚いコンクリート遮蔽体内部での反応率分布、CERNにおける24GeV陽子照射を受ける鉄ビームダンプ内部での中性子束及びハドロン束分布に関する問題を収録した。

報告書

A Point kernel shielding code, PKN-HP, for high energy proton incident

小手川 洋*

JAERI-Data/Code 96-020, 45 Pages, 1996/06

JAERI-Data-Code-96-020.pdf:1.1MB

100MeVから10GeVまでの高エネルギー陽子入射による、陽子完全静止距離を有する、C、Cu、U-238標的中で発生する体積線源中性子に対して、普通コンクリートと鉄の遮蔽体を通過した中性子と2次$$gamma$$線の線量当量を計算出来る点減衰核積分計算コードPKN-HP及びそのためのデータライブラリーを作成した。典型的な加速器施設の遮蔽体系についてのPKN-HPコードの計算結果を、他の簡易計算法による計算結果及び実験結果と比較することで、コードの有用性を検証した。

報告書

WASTEFにおける遮蔽の設計と性能確認試験

松本 征一郎; 青山 三郎; 田代 晋吾; 長井 史朗

JAERI-M 84-102, 54 Pages, 1984/06

JAERI-M-84-102.pdf:1.43MB

WASTEFは高レベルの放射性廃棄物ガラス固化体の処理・貯蔵・処分に係る安全性試験をするため、昭和53年から4年間建設整備を進め56年8月完成した。本施設は実廃棄物を最大5$$times$$10$$^{4}$$Ci含有したガラス固化体を取扱って試験を実施するため、$$beta$$$$gamma$$コンクリートセル3基を配備し最大10$$^{6}$$Ciの放射性物質を貯蔵することができるように設計された。本施設の安全性は、基本的には取扱う放射能の閉じ込めとその放射線の遮断によって保守されるが、本報告書では、本施設の遮断性能について、セルの遮断設計、遮断能力の評価方法および施工後のCo-60密封線源を使用して実施した遮断性能確認試験の結果についてまとめたものである。

報告書

Comparison of Shielding Capabilities of Fusion Reactor Blanket and Shield Materials

関 泰; 飯田 浩正; 川崎 弘光*

JAERI-M 82-054, 22 Pages, 1982/06

JAERI-M-82-054.pdf:0.64MB

核融合炉のブランケットと遮蔽材料の中で6種の候補材料の放射線遮蔽特性を比較した。6種の材料としてはかなり異なる核的性質を持ったもの、すなわち鉛、ステンレス鋼、重コンクリート、普通コンクリート、酸化リチウムと水を比較の対象とした。トカマク型核融合炉を単純化した計算モデルに上記材料を配置し、材料中の種々の核特性量やレスポンスの減衰を計算した。結果を図形表示して表の形にまとめて比較した。比較した6種類の材料の中では、14MeV中性子束の遮蔽にはステンレス鋼が、全中性子束の遮蔽には重コンクリートが、そしてガンマ線の遮蔽には鉛が最も適していることが示された。

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