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論文

遮蔽

前川 藤夫

波紋, 28(4), p.208 - 211, 2018/11

中性子及び付随する$$gamma$$線の遮蔽は、研究者の放射線安全及びバックグラウンド低減による良い実験データ取得の観点で重要である。本稿では、中性子遮蔽の基礎、中性子及び$$gamma$$線遮蔽の物理と適切な材料、そしてJ-PARC MLFの1-MW核破砕中性子源遮蔽の概念設計例について解説する。

報告書

熱外中性子検出によるTRACY超臨界実験の出力履歴の測定

中島 健; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-028, 31 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-028.pdf:1.38MB

TRACYを用いた超臨界実験における出力履歴を精度良く測定するために、熱外中性子検出による出力測定を試みた。熱外中性子の測定のために、カドミウム(Cd)被覆の$$^{235}$$U核分裂電離箱を使用し、中性子検出効率を向上させるための中性子減速材としてポリエチレンをCd被覆内に設置した。また、$$gamma$$線によるノイズの影響を低減するために鉛遮蔽体を設けた。測定結果を熱中性子検出器の結果と比較したところ、従来の熱中性子検出では中性子が検出器に到達するまでの飛行時間によって生じる時間遅れの影響により出力に歪みが生じ、また、出力ピーク値が減少することが明らかになった。出力ピーク値の減少率は、添加反応度1.5$の比較的ゆっくりとした出力変化の場合には約4%であったが、反応度が約3$の高速出力変化では、40%以上と大きくなった。

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

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB

SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。

論文

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Design analysis and shielding characteristics

新藤 隆一; 村田 勲; 沢 和弘; 塩沢 周策; 竹村 守雄*; 毛利 智聡*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.351 - 358, 1994/00

熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cである黒鉛減速・ヘリウムガス冷却の高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年の臨界に向けて現在建設中である。本報は、HTTRの炉体廻り遮へい設計の解析についてまとめたものである。本解析は、2次元S$$_{N}$$輸送コードを適用し、HTTR固有の遮へい解析上の課題に着目して実施した。この解析から、燃取フロア上の線量当量には、炉心部の制御棒案内カラムの貫通部および一次上部遮へい体のスタンドパイプ貫通部のストリーミングの寄与が比較的大きいこと等が明らかとなった。本解析により、HTTRの遮へい解析結果は、設計基準を満足していることが確認された。

報告書

Development of BERMUDA: A Radiation transport code system, part II; Gamma rays transport codes

鈴木 友雄*; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏

JAERI-M 93-143, 82 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-143.pdf:1.55MB

高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線あるいは隨伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。平成4年に第I部中性子輸送コードがJAERI-1327として報告された。本報告書は第II部としてガンマ線輸送コードの開発について報告している。計算法の概要を述べると共に、主目的としては、次の4個のガンマ線輸送コード:1)BERMUDA-1DG、2)同-2DG、3)同-2DG-S16及び、4)同-3DGの使用マニュアルとして、ジョブ制御文と入力データの準備、更に出力データの概要について述べている。

報告書

RADHEAT-V4; A code system to generate multigroup constants and analyze radiation transport for shielding safety evaluation

山野 直樹*; 南 多善*; 小山 謹二; 内藤 俶孝

JAERI 1316, 307 Pages, 1989/03

JAERI-1316.pdf:8.41MB

中性子と光子の輸送解析を精度よく行い遮蔽安全性を評価するためのモジュール化された計算コードシステムRADHEAT-V4を開発した。このシステムは、多群の中性子と光子断面積セットを作成するモジュール、中性子と光子の輸送現象を解析するモジュール及び原子炉や遮蔽体内の放射線による原子のはじき出しやエネルギーの蓄積を計算するモジュールからなる。放射線束の角度分布を精度良く評価するための新しい方法を開発し、このコードシステムに用いた。この結果、本コードは核分裂炉や核融合炉の遮蔽問題を精度良く評価するのに使用できること、また非等方性線源や一方向に強い漏出を有する媒質中の角度束について、従来問題となっていた、負の値を発生したり振動したりする現象が発生しないことが分かった。本報告書はRADHEAT-V4の使用手引書でもある。

報告書

JRR-3改造炉の設計のための遮蔽解析 1.原子炉本体の遮蔽

伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 一色 正彦; 谷 政則; 石仙 繁; 宮本 啓二; 成田 秀雄*

JAERI-M 85-050, 117 Pages, 1985/04

JAERI-M-85-050.pdf:2.83MB

JRR-3改造炉の設計のための遮断解析を実施した。遮断設計の基本方針、遮断解析の方法及び遮断解析の結果が述べられている。原子炉本体の遮断、カナルの遮断、使用済燃料プールの遮断などについて述べてある。

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

JSD 1000:Multi-Group Cross Section Sets for Shielding Materials

山野 直樹

JAERI-M 84-038, 116 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-038.pdf:3.34MB

遮蔽安全解析のための多群定数ライブラリをENDF/B-IVより作成した。このライブラリは代表的な遮蔽材料における超微細群定数、微細群定数、二次元ガンマ線生成断面積及び実効巨視的断面積より成っている。温度依存性については300$$^{circ}$$、560$$^{circ}$$及び900$$^{circ}$$Kを考慮した。散乱断面積の角度依存性は従来の有限項Legendre展開法に替り、新たな直接角度表示(DAR)法を採用した。本ライブラリJSD1000は直接アクセスデータベースDATA-POOLに格納されており、DATA-POOLアクセス パッケージによって取扱われる。本ライブラリの3824群中性子超微細群定数及び中性子100群、ガンマ線20群群定数は原子力施設の遮蔽安全解析に適用可能である。本報告にはJSD1000ライブラリの詳細な仕様及び取扱方法が述べられている。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽実験,3; BWR使用済燃料による「キャスク形状評価のための実験」

田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-019.pdf:1.92MB

使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽安全実験,2 PWR使用済燃料による「線源形状評価のための実験」

田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 内藤 俶孝; 足立 守; 佐藤 博; 内山 順三; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 82-202, 50 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-202.pdf:1.43MB

使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は複数の燃料集合体を近接して置いた時、これを一つの体積線源として近似、計算する場合の形状近似の手法を評価、検討するために必要な測定データを取得することを目的とするものである。実験は、照射履歴の異なる3体の集合体を用いて、それぞれの集合体ごとの測定、3体を近接して設置した時の測定を行い、ガンマ線線量率、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th核分裂反応率分布の測定結果が得られた。本報告書では、詳細な測定結果の他、実験条件、実験方法、測定器の特性などが述べられている。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽安全実験,1 PWR使用済燃料による「キャスクの形状評価のための実験」

田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.

JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-201.pdf:1.99MB

使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。

報告書

RADHEAT-V3による使用済燃料輸送容器の遮蔽解析

神谷 正征; 山野 直樹; 下桶 敬則

JAERI-M 9562, 44 Pages, 1981/07

JAERI-M-9562.pdf:1.13MB

使用済燃料輸送容器の遮蔽解析をRADHEAT-V3コードシステムを用いて行った。解析対象として典型的なPWR使用済燃料輸送キャスクモデルを考慮し、容器上半分に対して解析を行った。本報告では線源評価より二次元輸送計算に至る計算手法について考察すると共に、二次ガンマ線生成、ストリーミング効果の影響を検討し、種々のバラメータ依存性について議論した。その結果、RADHEAT-V3コードシステムは、使用済燃料輸送キャスクの遮蔽安全解析に対し、十分な適用性を持つ事が明らかとなった。

報告書

遮蔽ベンチマーク問題,2

田中 俊一; 笹本 宣雄; 岡 芳明*; 秦 和夫*; 多田 恵子*; 中沢 正治*; 中村 尚司*; 播磨 良子*; 平山 英夫*; 古田 悠; et al.

JAERI-M 8686, 170 Pages, 1980/02

JAERI-M-8686.pdf:4.96MB

本報告書にはDiscrete Ordinates輸送計算コードやモンテカルロ計算コードの計算手法や計算精度を評価したり、あるいは核定数を評価したりするために14種類の遮蔽ベンチマーク問題が集録されている。これらのベンチマーク問題は既に提案されている21種類のベンチマーク問題に新たに追加されたもので、中性子、ガンマ線の後方散乱、2次元、3次元形状のストリーミングに関する問題を中心にまとめられている。

報告書

ORIGEN-JR: A Computer Code for Calculating Radiation Sources and Analyzing Nuclide Transmutations

小山 謹二; 山野 直樹; 宮坂 駿一

JAERI-M 8229, 62 Pages, 1979/05

JAERI-M-8229.pdf:1.51MB

使用済燃料などの輸送容器、再処理工程における線源評価コードを開発した。同位体元素の生成、消滅計算はORIGENで行なっている。遮蔽詳細設計に必要な中性子エネルギースペクトルについては自発核分裂中性子源及び任意のアクチニド核種を軽元素との($$alpha$$、n)反応による寄与が計算できる。そのため角度依存($$alpha$$、n)断面積は統計模型を用いた計算により8核種($$^{9}$$Be、$$^{1}$$$$^{0}$$B、$$^{1}$$$$^{1}$$B、$$^{1}$$$$^{3}$$C、$$^{1}$$$$^{4}$$N、$$^{1}$$$$^{7}$$O、$$^{1}$$$$^{8}$$O、$$^{1}$$$$^{9}$$F)についてデータライブラリーを作成した。ORIGENで用いらている炉内中性子スペクトル指標の他に、各反応別の一群断面積の使用を可能として、より正確な燃焼条件を取扱える。遮蔽計算コードQAD-P5,ANISN-JR,DOT-IIIの線源入力形式に一致した線源データを与えることが可能である。

報告書

遮蔽ベンチマーク問題

田中 俊一; 笹本 宣雄; 岡 芳明*; 川合 将義*; 中沢 正治*; 中村 尚司*; 播磨 良子*; 平山 英夫*; 古田 悠; 三浦 俊正*; et al.

JAERI-M 7843, 219 Pages, 1978/09

JAERI-M-7843.pdf:19.05MB

本報告は、日本原子力学会「遮蔽設計法」研究専門委員会の遮蔽実験評価ワーキンググループにおいて、作成された遮蔽ベンチマーク問題を原研、遮蔽研究所において編纂したものである。本報告書には、discrete ordinate輸送計算コードとモンテカルロコードの計算手法や計算精度を評価したり、あるいは核定数を評価したりするため、中性子およびガンマ線の各種線源に対する21種類のベンチマーク問題が集録されている。

報告書

ANISN-JR, A One-dimensional discrete ordinates code for neutron and gamma-ray transport calculations

小山 謹二; 田代 晋吾; 南 多善*; 筒井 恒夫; 出田 隆士; 宮坂 駿一

JAERI-M 6954, 42 Pages, 1977/02

JAERI-M-6954.pdf:1.18MB

1次元輸送計算コ-ドANISNは、散乱の異方性を高次のルジャンドル展開頃まで扱う事ができ、遮蔽解析に広く使用されている。遮蔽計算への適応性を高め、使い易くするために、ANISNに 1)検出器のレスポンスから反応率の空間分布を計算する。2)中性子およびガンマ線のエネルギー・スペクトルの空間依存性を考慮し、任意の領域の平均断面積を作成する、そして3)エネルギー・スペクトル、反応率の空間分布の作図、などに代表される機能を追加した。この報告は、ANISN-JRのユーザー・マニュアルとして書かれたものであり、種々のオプションを使用するために必要な入力データと、その定義を纏めている。

論文

Experimental studies on $$gamma$$-ray dose rates from a $$^{60}$$Co cylindrical source with shell-shaped shields

金森 信彦*; 古田 悠

Nuclear Science and Engineering, 36(2), p.238 - 245, 1969/00

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