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論文

Impact of PHITS spallation models on the neutronics design of an accelerator-driven system

岩元 大樹; 西原 健司; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 松田 規宏; 佐藤 達彦; 原田 正英; 前川 藤夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1585 - 1594, 2016/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:15.59(Nuclear Science & Technology)

The impact of different spallation models and parametrisations of nucleon-nucleus interactions in PHITS on nuclear characteristics of an accelerator-driven system (ADS) is investigated. Cut-off neutrons below 20 MeV calculated by a current default option of the spallation model (i.e., Li${`e}$ge Intranuclear Cascade (INC) model version 4.6, INCL4.6) are found to be 14% less than those by the old spallation model (it i.e. Bertini INC model). This decrease increases the proton beam current that drives the 800-MW thermal power, and impacts various ADS parameters, including material damage, nuclear heating of the proton beam window (PBW), and the inventory of spallation products. To validate these options based on the ADS neutronics design, we conduct benchmark calculations of the total and nonelastic cross sections, thick target neutron yields, and activation reaction rate distributions. The results suggest that Pearlstein-Niita systematics, which is a default option of the nucleon-nucleus interaction parametrisation, would be best option and that the Bertini INC is better suited for cut-off neutrons than INCL4.6. However, because of the difficulty in making a definite conclusion on the spallation models, we conclude that relatively large uncertainty in the cut-off neutrons, which is the difference between the two spallation models (i.e. 14%), should be considered.

論文

Preliminary calculation with JENDL-4.0 for evaluation of dose rate distribution in the primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介

JAEA-Conf 2016-004, p.123 - 128, 2016/09

福島第一原子力発電所の廃炉のためには、格納容器内(PCV)の線量率分布を評価することが重要である。しかしながら、PCV内の放射線源分布は未だよく分かっていない。PCV内放射線には、燃料デブリ、事故時に放出されたCsにより汚染された構造物、事故前の通常運転期間において放射化された構造物の3つがある。そこで、PCV内の線量率分布評価手法を確立するため、JENDL-4.0を用いて線源を評価し試解析を行った。これにより、各線源の線量率分布への感度が得られた。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,5; 福島周辺における空間線量率分布の特徴

三上 智; 松田 規宏; 安藤 真樹; 木名瀬 栄; 北野 光昭; 川瀬 啓一; 松元 愼一郎; 山本 英明; 斎藤 公明

Radioisotopes, 64(9), p.589 - 607, 2015/09

福島周辺における空間線量率や放射性核種沈着量の地域的分布及び経時変化の特徴について、様々な手法による大規模環境調査の解析結果に基づいて紹介する。また、除染モデル実証事業後の継続的な環境測定結果を基に、除染効果の継続性に関する議論を行う。さらに、土地利用状況ごとの環境半減期の解析結果、及びこれをベースにした空間線量率の将来予測の例について紹介する。

報告書

水浸漬法によるMA系アスファルト固化体の脱硝技術の検討

入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2015-008, 28 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-008.pdf:13.63MB

東海再処理施設で製作された約3万本のアスファルト固化体のうち、16,671本のMA系アスファルト固化体がアスファルト固化体貯蔵施設内に保管されている。MA系アスファルト固化体の処分に向けた評価の不確実性を低減する手段の1つとして、アスファルト固化体から硝酸塩を分離できる脱硝技術である水浸漬法を検討した。水浸漬法による脱硝技術開発における要素技術として、(1)アスファルト固化体の粉砕技術、(2)水浸漬法による粉砕したアスファルト固化体の脱硝技術に関して調査した。粉砕技術は硝酸塩等の浸出を速めるために必要であり、粗砕及び微粉砕試験ごとに試料粒径の分布を求めた。脱硝技術の調査は硝酸イオン及び亜硝酸イオンの浸出挙動に加え、放射性核種として取り込まれている元素の浸出挙動を求めた。

論文

Neutronic performance of rectangular and cylindrical coupled hydrogen moderators in wide-angle beam extraction of low-energy neutrons

甲斐 哲也; 原田 正英; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 鬼柳 善明*; 池田 裕二郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 550(1-2), p.329 - 342, 2005/09

 被引用回数:15 パーセンタイル:28.5(Instruments & Instrumentation)

結合型モデレータに対する多数の中性子ビームの要求に応えるため、中性子ビームの取出角度を大きくする必要がある。このとき、低エネルギー中性子の時間積分、及びパルスピーク強度を最大とするため、中性子特性計算を行った。中性子強度の合計はビーム本数の増加に伴って増加したが、それぞれの中性子ビームの強度は、反射体に設けられたビーム取出孔に起因する反射体欠損により減少した。直方型モデレータにおいて取出角度が大きな場合(法線から25度)、その方向へ向かう低エネルギー中性子の空間分布を計算すると、大きく強度が減少している領域が生じていることがわかった。代案として提案した円筒型モデレータを用いることにより、強度減少の見られる領域を縮小することができた。さらに円筒型モデレータについて、時間積分,パルスピーク強度,パルス幅,パルス減衰特性をモデレータ直径の関数として計算した結果、直径140mmが最適であることがわかった。両者の比較の結果、円筒型の方が、時間積分強度とパルス減衰特性は同等で、高いパルスピーク強度,狭いパルス幅,平坦な角度依存性の中性子ビームを供給できることがわかった。両者のパルス特性の違いについての説明も行っている。J-PARC核破砕中性子源において、円筒型の結合型モデレータを採用することとした。

論文

Migration mechanisms of $$^{237}$$Np and $$^{241}$$Am through loess media

田中 忠夫; 向井 雅之; 前田 敏克; 松本 潤子; 小川 弘道; Li, Z.*; Wang, X.*; Fan, Z.*; Guo, L.*; Liu, C.*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 256(2), p.205 - 211, 2003/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.76

中国山西省から採取した黄土中における$$^{237}$$Np(V)及び$$^{241}$$Am(III)の移行実験をカラムシステムで実施するとともに、NpとAmの黄土への吸着メカニズムを溶媒抽出法で調べた。カラムへ流入したNpのほとんどはカラム流入端に吸着し、その吸着は表面錯体形成に基づくことがわかった。また、黄土層中におけるNpの移行は分配係数モデルでおおむね評価できることを示した。一方、Amは流入液中で粒子状化学種を形成し、移行する間に黄土層によって捕獲されることがわかった。そのような粒子状Am化学種の移行は濾過理論で説明できることを示した。

報告書

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの$$gamma$$線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

論文

Relationships between dose rates measured 1m above ground level and the $$^{137}$$Cs depth distribution in the Chernobyl grounds

坂本 隆一; 斎藤 公明; 堤 正博; 長岡 鋭; Stolyarevsky, I.*; Glebkin, S.*; Tepikin, V.*; Arkhipov, N.*; Ramzaev, V.*; Mishine, A.*; et al.

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 5 Pages, 2000/05

原研では、チェルノブイル事故後、周辺環境汚染解析のため、チェルノブイル周辺線量率分布図を作成した。本サーベイにより得た道路上線量率は道路周辺地上1m値に換算された。換算値とほかの研究者らによって同地域で集められたデータの比較及び自動車サーベイから放射能濃度を調査する方法を開発するため、地上1m線量率と$$^{137}$$Cs地中分布の関係を調べることが必要になった。地上線量率は放射能濃度と地中分布に依存するが、この検討のため、チェルノブイリ現地にて土壌サンプルと線量率測定を行った。環境$$gamma$$線輸送計算コードから得た地中平面線源の線量換算係数を用いて、土壌データから地上線量率を推定し、in-situ測定で得た線量率と比較検討した。その結果、相互の線量率値は10-20%の違いで一致することが確認され、線量率から放射能濃度への換算が可能であることを示した。

論文

Measurement of induced radioactivity in copper exposed to high energy heavy ion beam

Kim, E.; 中村 尚司*; 上蓑 義明*; 伊藤 祥子*; 福村 明史*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.811 - 815, 2000/03

高エネルギー加速器施設において、ターゲット、加速器機器の放射化量を評価することは、施設の設計や被ばく防護の観点から重要である。しかし、イオンビーム照射時の放射化量を評価するための実験データは極めて少ない。そこで、核子あたり290MeV及び400MeVの$$^{12}$$Cイオン、400MeVの$$^{20}$$Neイオンを、厚さ3cm及び5cmの銅ターゲットに入射させ、核破砕反応により生成される放射性核種のターゲット中での分布を調べた。また、この結果を用いて、ビーム停止後の経過時間に対するターゲット周辺における線量当量率を評価した。以上の結果から、加速器保守時の作業者の外部被ばく評価に利用できる有用な知見を得た。

論文

Benchmark analysis of experiments in fast critical assemblies using a continuous-energy monte carlo code MVP

長家 康展; 中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.6 - 19, 1998/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.6(Nuclear Science & Technology)

高速炉体系に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPの妥当性を評価するためにJENDL-3.2ライブラリーを用いてFCA及びZPPR-9炉心についての実験解析を行った。計算に用いられた体系は実験体系をほとんど正確に模擬して計算され、物理モデルも評価済み核データと同様のものが用いられた。その結果、実効増倍率はFCA X-2炉心を除いて0.5~0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$過小評価した。また、中心反応率比及び反応率分布に対して実験値と計算値はほぼすべての反応について誤差の範囲内で一致した。更に、実効増倍率の過小評価の原因を調べるためにJENDL-3.2の$$^{238}$$U非弾性散乱断面積をENDF/B-VIのものに置き換えて、炉心計算を行った。その結果、実効増倍率はFCAの炉心については0.4~0.5%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$、ZPPR-9炉心については約0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$増加し、C/E値は改善された。この実効増倍率の増加の原因は主に$$^{238}$$U非弾性散乱断面積の2次中性子エネルギー分布にあることが分かった。これらのベンチマーク解析を通じて、MVPコードの妥当性が確認された。

論文

Measurement of flux tilt and eigenvalue separation in axially decoupled core

安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.12(Nuclear Science & Technology)

核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。

論文

JPDR解体実地試験; 放射線管理

富居 博行; 清木 義弘

デコミッショニング技報, 0(15), p.24 - 34, 1996/12

解体実地試験の放射線管理では、作業者の放射線防護とともに、将来の原子炉解体に必要となるデータを取得するため、日常モニタリングと切断で発生するエアロゾルの調査を目的とした特殊モニタリングを行った。本報告は、解体実地試験において集団線量当量が95%を占めた原子炉格納容器内解体作業における放射線管理データから、解体工法と集団線量との関連を解析した結果及び、切断で発生したエアロゾルの粒度分布や飛散率等の評価結果を示したものである。加えて、これらの評価・解析結果から、放射線管理面から見た原子炉解体における知見を述べる。

論文

Statistical analysis of fallout radionuclides transfer to paddy-field rice

高橋 知之; 森澤 眞輔*; 井上 頼輝*

Int. Conf. on Deep Geological Disposal of Radioactive Waste,Conf. Proc., 0, p.4.107 - 4.116, 1996/00

重みつき線形回帰モデルをフォールアオウト$$^{90}$$Sr及び$$^{137}$$Csの米中濃度の推定に適用した。本モデルの独立変数は放射性核種沈着フラックス及び水田土壌中放射性核種濃度、従属変数は玄米あるいは白米中放射性核種濃度であり、定数項は含まない。本研究により、線形モデルが米中$$^{90}$$Sr及び$$^{137}$$Cs濃度の評価に有効であることを確認し、移行パラメータであるNSA値及び土壌-植物移行係数値を各核種について算出した。また、これらのパラメータ値を用いて玄米中放射性核種の白米部位への分配率を移行経路毎に推定し、移行経路及び核種により分配率が大きく異なることを明らかにした。

論文

Measurements and analyses of the ratio of $$^{238}$$U captures to $$^{235}$$U fission in low-enriched UO$$_{2}$$ tight lattices

中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:41.95(Nuclear Science & Technology)

U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。

論文

Study on streaming neutron effect through calculation for reaction rate distribution with gold wire at the KUCA

安藤 真樹; 三澤 毅*; 代谷 誠治*

Annual Reports of the Research Reactor Institute, Kyoto University, 26, p.118 - 124, 1993/00

京都大学臨界集合体(KUCA)では、金線の放射化反応率分布を測定する場合、燃料体間のギャップ中に金線を挿入して行う。このようにして得た測定値と、均質化断面積を用いた計算値との間には、炉心・反射体境界近傍から反射体中にかけて大きな差が見られた。そこで本研究では、モンテカルロ計算コードKENO-IVを用い、ギャップ中と均質化媒質中の金線反応率分布を計算し、中性子のストリーミング効果を調べた。その結果、これまで実験値と計算値との比較において特徴的に見られた不一致の原因が、中性子のストリーミングであることがわかった。

論文

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,VI; HENDEL多チャンネル試験装置によるクロス流れ試験結果

高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 33(6), p.564 - 573, 1991/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の多チャンネル試験装置(T$$_{1}$$-M)は、HTTRの炉心1カラムを模擬した大規模試験装置である。このT$$_{1}$$-Mを使って、クロス流れ試験を実施した。本試験の目的は、黒鉛ブロックの外周から冷却材流路内にギャップを通ってクロス流れを生ずる場合の燃料体の熱流動特性を調べることである。クロス流れは、加熱領域の上部から3段目と4段目の黒鉛ブロック間に設定した平行ギャップにより、強制的に発生させた。平行ギャップ幅が0.5~2mmの場合のクロス流量は、加熱時には総ヘリウムガス流量の43~56%、等温流時には5~37%であった。また、クロス流量はギャップ幅の減少に伴ってNo.1~6流路で構成される内側流路よりもNo.7~12流路から成る外側流路に多く流れ込むことがわかった。

報告書

高転換軽水炉を模擬したFCA XIV炉心における反応率の測定

大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆

JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-052.pdf:1.31MB

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向の$$^{235}$$U、$$^{239}$$Pu、$$^{238}$$U、$$^{237}$$Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。$$^{235}$$U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値が$$^{238}$$U捕獲反応率/235U核分裂率および$$^{238}$$U核分裂率/$$^{235}$$U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。

論文

JPDR解体の現状

中村 力; 池沢 芳夫

保健物理, 25(3), p.294 - 298, 1990/00

JPDRは、昭和38年10月26日に我が国最初の原子力発電に成功した試験研究用発電炉で、昭和51年に最終的に運転を停止した。この間、約13年間各種の試験運転等を通じて我が国の原子力発電の発展に貢献してきた。昭和56年度からは、科学技術庁からの委託を受けて、将来の商用発電炉の廃止措置に提供する知見とデータを得ることを目的として原子炉解体技術開発を進め、この成果を適用して、昭和61年度から平成4年度までの予定で原子炉解体実地試験が進められている。ここでは、JPDR解体の理解を得るために、商用発電炉解体の国の考え方、原子炉の廃止措置方法、原子炉解体の課題と解体技術の開発等にふれたのちJPDR解体の放射線管理の現状を中心に述べる。

論文

Distribution of $$gamma$$ and cosmic ray exposure rates in a 12-storied concrete building

長岡 鋭

Radiat.Prot.Dosim., 18(4), p.221 - 228, 1987/04

純Ge検出器、NaI(Tl)シンチレーション検出器、高圧電離箱による同時測定を行い、12階建コンクリートビル内における$$gamma$$線及び宇宙線線量率の一般的分布パターンを明らかにした。一般に窓からの距離が長くなるほど$$gamma$$線線量率は上昇し宇宙線線量率は下降する。窓から十分離れると両者とも飽和値を示した。一方ビル内での高度分布は、$$gamma$$線線量率は階や部屋毎に全く無系統的な値を示した。これは室内$$gamma$$線線源の主なものである壁材や床材の違い、構造の違いによるものである。また宇宙線線量率は屋上近くで比較的大きく変化し、階下になるほど徐々に下がる傾向を示した。これは上階部及び屋上の床材により宇宙線中の低エネルギー成分が急激に吸収されたからである。これらの分布パターンは、今後行う屋内線量率測定評価に有用な情報を与えるものである。

論文

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,III; HENDEL多チャンネル試験装置による不均一発熱試験結果と解析

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

日本原子力学会誌, 29(2), p.133 - 140, 1987/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:80(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉心の1カラムを模擬したHENDEL燃料体スタック実証試験部(T$$_{1}$$)多チャンネル試験装置により、カラム内の模擬燃料棒の発熱量に任意の分布を与えた伝熱流動試験を実施した。併せてカラム内の発熱量分布に起因する黒鉛ブロック温度分布を調べるために、3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させる不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験および炉心内出力分布を模擬した傾斜出力試験における黒鉛ブロック水平断面内温度の最大値と最小値の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20$$^{circ}$$Cであった。

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