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佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*
J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1129 - 1133, 1996/12
ITERブランケットモジュール間の幅20mmのギャップを透過する放射線を考慮した、ブランケットや真空容器のヘリウム生成率、トロイダルコイル(TFC)の核的応答(絶縁材の吸収線量等)を、2次元S
放射線輸送解析コードDOT3.5及び3次元モンテカルロコードMCNP4.2を用いて評価した。その結果、TFCの核的応答は、設計目標値を充分下回った。真空容器表面(プラズマ側)のヘリウム生成率は、ギャップの中心線上においては、設計目標値の1appmを約2倍上回った。但し、中心線上から40mm以上離れた位置でのヘリウム生成率は、目標値を下回ることが判った。モジュール間のギャップの幅を変えた場合に関しても、同様の解析を行った。その結果、ギャップ幅が50mmの場合には、中心線上から、約130mm以上離れていれば、真空容器のヘリウム生成率は、目標値を下回った。
佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 関 泰
J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1076 - 1080, 1996/12
国際熱核融合実験炉(ITER)排気ダクト周囲のトロイダルコイル(TFC)に対する遮蔽解析を、2次元SN放射線輸送解析コードDOT3.5を用いて、ダイバータ遮蔽体が無い場合と有る場合に関して行った。ダイバータ遮蔽体が無い場合、排気ダクト周囲のTECの核的応答を1桁減少させるには、排気ダクトの壁厚を約160mm増加させる必要があり、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約480mmの厚さの排気ダクト壁が必要である。140mm幅のスリットを有する480mm厚さのダイバータ遮蔽体を、排気ダクト入口の前に設置することによって、TFCの核的応答は、約1/16になった。ダイバータ遮蔽体が有る場合には、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約290mm厚さの排気ダクト壁が必要である。
佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.1039 - 1046, 1994/00
核融合実験炉のダイバータ配管周囲に設置されている円環状のギャップ(配管と遮蔽体の間に設置)を対象に、ストリーミング解析を行った。上部ポートでの、運転停止1日後の線量当量率の低減を目的として、ステップ構造を有する円環状のギャップのストリーミングを評価した。二次元SコードDOT3.5で解析した結果、最適なステップ位置は遮蔽体の中間の高さよりやや上側の位置であり、またステップをギャップ幅の2倍程度採れば線量当量率低減に十分有効である事が判った。加えて、運転中の中性子束に関して、DOT3.5から得られた結果と三次元モンテカルロコードMCNPから得られた結果とを比較し、角度分割等の誤差評価を行った。その結果、DOT3.5による結果は、最大で約4倍過小評価している事が判った。上部ポートでの線量当量率は、ステップを設ける事によって、設計基準値25
Sv/yを2桁程度下回り、基準値を満足する事が判った。
内藤 俶孝; 稲村 実*; 増川 史洋; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-019, 62 Pages, 1990/02
軽水炉の燃料棒セルについての燃焼計算を行うために計算コードUNITBURNを開発した。このコードは各燃焼度毎に多群定数ライブラリー(MGCL)を用いてS-P
輸送計算によりセル内の中性子束分布を計算し、燃料ペレット内の核種の生成・減損を計算するものである。さらにこのコードは燃料集合体あるいは炉心計算用の各燃焼度でのセル平均少数群定数、1点炉近似核種生成崩壊計算コードCOMRAD用の1群定数を算出する。この報告書はこのコードのための利用手引書である。
中原 康明; 藤村 統一郎
JAERI-M 5590, 48 Pages, 1974/03
一般に比較的広く用いられている中性子輸送Sコード及び中性子拡散コードで用いられている有限差分方程式の反復解法の収束加速法についての統一的なサーベイを行った。また既存のコードで未だ用いられていない新しい加速法に関する最近の研究についてもサーベイした。さらに公表されている数値実験例をもとにして各種加速法についての評価を行った。これらの検討結果から粗メッシュ再釣合い法、CCP法、線優緩和法、チェビシェフ加速法及び改良型ウィーラント法が有望な加速法であるとの結論が得られた。これらの加速法の長所を生かしつつうまく組み合せることにより、既存のコードの収束性を大幅に改良することが可能である。
朝岡 卓見; 中原 康明; 伊勢 武治; 筒井 恒夫; 西田 雄彦; 堀上 邦彦; 藤村 統一郎; 出田 隆士; 鈴木 忠和
JAERI-M 5557, 32 Pages, 1974/02
原子炉計算コードの大型化、多様化に伴い、それらの適用性、有効性あるいは精度の評価のためベンチマーク・テストが要求されている。ベンチマーク・テストには、実験の解析による核断面積などのチェックのテストもあるが、本報では数値解析の立場からのテストのみを扱う。この際には誤差評価ずみのいわゆる厳密解を基準とするわけで、テストのためのベンチマーク問題もその観点からえらばれなければならない。当面の興味の対象として、中性子とガンマ線の輸送を扱うモンテ力ルロ、S、拡散近似、およびこれらの方法による空間依存動特性の代表的計算コードがえらばれた。そして、現在までに各国で実施された、これらコードの性能テストの総括と評価をした。特に1次元Sコードについては、計算に適している角度求積法とSの近似オーダー、および計算時間についての一般的結論を得た。
code in spherical geometry for IBM 650桂木 学; 中山 隆; Koinuma.R*
IAEA,Codes for Reactor Computations, P. 127, 1961/00
抄録なし
