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論文

皮膚汚染を模擬した線量評価用$$beta$$線源を用いたサーベイメータの校正

吉田 真; 備後 一義

保健物理, 28, p.187 - 193, 1993/00

皮フ汚染時の線量評価に使用するサーベイメータの校正方法を検討した。電離箱式及びGM式サーベイメータの二種類のサーベイメータを新しく開発した皮フ汚染を模擬した$$beta$$線源を用いて校正した。校正用線源の作製には、イオン交換膜線源が用いられた。線源による皮フ組織の吸収線量率は、外挿電離箱を用いて直接決定された。線量率に対するサーベイメータの指示値の比が、$$beta$$線最大エネルギー、放射能分布面積、線源-検出器間距離に関して測定された。無限平板線源については、6個の校正用線源と多数の小面積線源を用いてその比を合理的に決定することができた。校正を通じて、本方法の妥当性及び信頼性について考察した。

論文

Application of thin membrane sources for preparation of $$beta$$-ray dose calibration sources in skin contamination measurement

吉田 真; 村上 博幸; 備後 一義

Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 1, p.132 - 135, 1992/00

皮膚汚染時の$$beta$$線被曝線量測定に必要となる校正用線源の作製において、イオン交換膜線源の適用を検討した。イオン交換膜線源を用いた校正用線源の作製方法、外挿電離箱による基準線量校正法、校正用線源のバッキング材等について考察を行った。結果として、イオン交換膜線源が、校正用線源の作製にきわめて適していることがわかった。

論文

Solution of three-dimensional neutron transport equation by double finite element method

藤村 統一郎; 中原 康明; 松村 正弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.620 - 623, 1983/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:44.38(Nuclear Science & Technology)

本稿は、3次元幾何形状における定常、多群中性子輸送問題に対し、ガレルキン型の解放に基づく新しい、簡単な定式化が提案される。定式化は、空中間要素と角度要素を用いる二重有限要素法によっている。現実の核燃料施設の形状をできる限り正確に模擬するため、三角柱要素と四角柱要素の組合せを採用するとともに、中性子束を滑らかにするため、角度空間においては相関をもつ6つの角度要素を試験的な基底として採用している。本解法の特徴は境界条件を陽に記述すること、および中性子源外插法において核分裂項を厳密に記述することにある。これらの方法の遂行性は、実在規模の問題を含む数個の見本計算例で示される。

口頭

Scaling rationale design and extrapolation problem for ITF and SETF

Mascari, F.*; 中村 秀夫; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

no journal, , 

In the development and safety evaluation of LWRs, thermal hydraulic analysis of the reactor, containment and their coupling is essential to understand the accident phenomena. To reproduce the behavior in a scaled model, it is necessary to properly characterize thermal hydraulics both in the local and integral responses. The facility geometry and test conditions should then be correctly derived according to scaling laws to avoid scaling distortions that could compromise the target phenomena identified by PIRT process. Many scaling approach and methods have thus been developed. Together with the scaling analysis, computer codes may be used in supporting the design of test facilities, assessing the scale distortions, and verifying the selected scaling method. However, since the closure laws in the computer code are mainly based on scaled test data, the extrapolation of code results remains a challenging and open issue. This paper provides some insights about the methods used in the scaling.

口頭

Scaling approaches and system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; Moon, S.-K.*; Lien, P.*; Bestion, D.*; D'Auria, F.*

no journal, , 

軽水炉事故時の安全評価には解析コードが用いられるが、採用される多数のモデルや相関式はほとんど全て、実機から縮小された実験により得られており、解析結果への現象のスケーリングの影響を考慮する必要がある。本発表では、2016年にOECD NEAによって取りまとめられたScalingに関する最新情報レポート(State-of-Art Report)などを振り返り、現象のスケーリングに際する体積比や高さ比などパラメータの影響、事故模擬を行うシステム効果試験装置の特徴やデータの範囲、カウンターパート試験の例としてのBWR事故模擬試験などを基に、スケーリング(外挿)を行うツールとしての解析コードの有効性や限界を概説する。

口頭

Scaling in V&V for safety analysis

中村 秀夫

no journal, , 

軽水炉の安全評価に用いるシステム解析コードの性能評価(V&V)を行う時、対象とする軽水炉の熱水力現象に関するスケーリングの考慮が必要となる。ここでは、V&Vパネルセッションへの話題として、日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」とOECD/NEAによるScalingに関するState-of-Art Reportの比較から、システム解析コードの備えるべき性能と課題について共通するポイントを、原子力機構が実施してきたOECD/NEA ROSAプロジェクトの例などを引き合いにして指摘し、かつ、軽水炉事故時の現象評価における問題点とCFD解析の役割と課題などを合わせて指摘した。

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