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論文

Neutronics design of the low aspect ratio tokamak reactor, VECTOR

西谷 健夫; 山内 通則*; 西尾 敏; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1245 - 1249, 2006/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:68.77(Nuclear Science & Technology)

低アスペクト比(アスペクト比2.3)のトカマクVECTORにおいて、超電導トロイダル磁場コイルの十分な遮蔽と1以上のトリチウム増殖比を確保することを目標に中性子工学設計を行った。増殖ブランケットとして自己冷役型LiPbブランケットを採用した場合、外側にLiPb自己冷役型ブランケットだけでは1以上のトリチウム増殖比は困難であるが、水素化バナジウムを主遮蔽材とする内側ブランケットに約13cm厚のLiPb層を追加することにより、内側超電導トロイダル磁場コイルの遮蔽と、1以上のトリチウム増殖比を同時に満足できることを示した。

論文

Radiation safety design for the J-PARC project

中島 宏; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 小栗 朋美*; 中野 秀生*; 笹本 宣雄*; 柴田 徳思*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; et al.

Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.564 - 568, 2005/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.08(Environmental Sciences)

大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、世界最高出力の高エネルギー加速器施設が建設されている。そこで、施設の合理的な遮蔽設計を行うために、J-PARCの遮蔽設計では、簡易計算手法と詳細計算手法を組合せた設計手法が使われている。ここでは、J-PARCの遮蔽設計にかかわる研究の現状について報告する。

論文

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。

論文

Design of an anti-compton spectrometer for low-level radioactive wastes using Monte Carlo techniques

堤 正博; 大石 哲也; 木内 伸幸; 坂本 隆一; 吉田 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.957 - 963, 2002/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.34(Nuclear Science & Technology)

低レベルのRI・研究所廃棄物からの微弱な$$gamma$$線を計測するために、2$$pi$$ジオメトリーにコンプトン抑制を配したアンチコンプトンスペクトロメーターを設計した。対象とする試料は重くて大きいために、計測システムは試料側に対して前面開放型となる。本報告では、コンプトン抑制及び自然放射性核種に起源するバックグラウンド成分の低減に関する本システムの特性や特徴について、モンテカルロシミュレーションにより評価した。その結果、アンチコンプトン手法は高エネルギー$$gamma$$線によるバックグラウンドの抑制だけでなく、周囲のバックグラウンド自然放射線の低減に極めて有効な手段であることがわかった。

論文

Status on shielding design study for the high-intensity proton accelerator facility

笹本 宣雄; 中島 宏; 平山 英夫*; 柴田 徳思*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1264 - 1267, 2002/08

現在、大強度陽子加速器施設の建設計画が進行している。本施設は大出力ビームの加速器であり、非常に厚い遮蔽体を必要とする。合理的で最適な遮蔽設計を実現するために、半経験式と簡易計算法からなる遮蔽設計システムを構築し、部分的にモンテカルロ詳細計算法を導入した。簡易計算法は、高エネルギー計算に対応するためコードの修正を行った。本論文では、当施設の遮蔽設計の現状をレビューし、加速器施設の遮蔽設計の立場から高エネルギー核データの必要性に言及した。

論文

Shielding design study for the JAERI/KEK spallation neutron source

前川 藤夫; 勅使河原 誠; 今野 力; 池田 裕二郎; 渡辺 昇

JAERI-Conf 2001-002, p.907 - 916, 2001/03

強力核破砕中性子源施設の設計において、中性子ビームライン遮蔽は極めて重要でありながら、困難な問題の1つである。われわれはNMTC/JAM及びMCNPコードをおもに使用して原研-KEKの統合計画における核破砕中性子源の遮蔽設計を開始した。現実的な計算時間で信頼の置ける計算結果を得るために、ビームライン遮蔽計算に適した計算手法を構築した。この手法を適用し、以下の項目の検討を行った。(1)中性子ビームラインに対する線源項の決定、(2)ビームシャッターの最適化、(3)運転中の遮蔽体外部における線量率の評価。会合では、これらの結果を示しながら、ビームライン遮蔽の計算手法に対する議論を行う。

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

Effect of shielding design margin on the quantity of fusion reactor material

真木 紘一*; 今野 力; 前川 藤夫; 前川 洋; 林 克己*; 山田 光文*

Fusion Technology, 36(1), p.52 - 61, 1999/07

これまでの核融合炉の遮蔽設計では、安全側に見込んだ、いわゆる、安全ファクターを遮蔽計算値に乗じて遮蔽体の厚さを決定している。本論文では、遮蔽計算値の不確かさの起因カテゴリーを分析して遮蔽設計裕度を定義し、典型的な核融合実験炉を対象に、その物量に対する遮蔽設計裕度の感度解析を実施した。遮蔽実験解析結果等を考慮して実現可能と予想される遮蔽設計裕度として、ITERで採用されている安全ファクター3の代わりにその1/2に削減の可能性のある値1.5を採用すると、装置物量が約0.7%だけ低減できる。この結果は、装置コストが物量に比例すると想定し、典型的な核融合実験炉のコストとして10B$を仮定すると、遮蔽設計裕度に影響しない建屋、付属施設等も考慮して、コスト削減の感度として約55M$の低減に相当する。

論文

軽水炉使用済燃料の長期貯蔵がプルサーマル燃料サイクルに与える効果

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*

日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00

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

日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。

論文

Validity assessment of shielding design tools for ITER through analysis of benchmark experiment on SS316/water shield conducted at FNS/JAERI

前川 藤夫; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 和田 政行*; 宇野 喜智; Y.M.Verzilov*; 前川 洋

Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1081 - 1087, 1996/12

国際熱核融合実験炉ITERで使われようとしているSS316と水で構成される遮蔽体に対して、ITER/EDA R&Dのタスクの1つとして14-MeV値による遮蔽実験が原研FNSで行われた。本研究では、この実験の解析によりITERで用いられている遮蔽設計手法、つまり核データベースと輸送計算法、の妥当性評価を行った。核データとしてJENDL Fusion FileやFENDL/E-1.0を使用したMCNP計算では設計パラメータを20%以内の十分な精度で予測できる。しかし多群S$$_{N}$$輸送計算コードを使用する場合、従来の設計で使用されてきた粗いエネルギー群構造や無限希釈断面積の計算条件下では設計パラメータを数10%以上過小評価する傾向のあることが分かった。

報告書

核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編

遮蔽安全性実証解析専門部会

JAERI-Tech 96-001, 135 Pages, 1996/01

JAERI-Tech-96-001.pdf:4.8MB

本報は、「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編」として、燃料サイクル施設等の遮蔽設計計算の実際を示したものである。ここでは燃料サイクル施設等として、ウラン加工施設、MOX加工施設、再処理施設および輸送容器を対象とした。これら、4施設等に対する遮蔽設計の実際的アプローチを、(1)遮蔽設計に係わる方針、(2)遮蔽計算の方法、(3)遮蔽計算の例題、および(4)遮蔽計算チェックシートの4項目に分けて記載した。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」の「安全確保の考え方ワーキンググループ」(リーダー:小佐古敏荘 東京大学助教授)のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同ワーキンググループで検討を加えた。

報告書

核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 Q&A編

遮蔽安全性実証解析専門部会

JAERI-Review 96-002, 30 Pages, 1996/01

JAERI-Review-96-002.pdf:2.11MB

本報は「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 Q&A編」として、遮蔽安全設計やその評価に携わろうとする人々が共通して持つ疑問(Q)に対し、解答(A)を示したものである。Q&Aとしては、約40項目あり、これらは、(1)遮蔽の概要、(2)遮蔽設計の方法、(3)遮蔽材、(4)バルク遮蔽、(5)ストリーミング、(6)スカイシャイン、および(7)遮蔽性能の確認、の7分野に分けて記載されている。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同専門部会で検討を加えた。ここで、本報には、日本原子力研究所が、科学技術庁から受託した「平成5年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部を含んでいる。

論文

核融合炉における核設計

真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 林 克己*

プラズマ・核融合学会誌, 71(10), p.987 - 1001, 1995/10

本講座において、主としてDT燃焼核融合炉を前提として、核設計の主要な項目である、放射線遮蔽設計、ブランケット核設計、誘導放射能の評価法、照射損傷の評価法について、それぞれの課題を明らかにし、その評価方法について述べ、設計例或いは計算例を具体的に述べる。

報告書

遮蔽安全ガイド資料; 基礎編

核燃料施設安全性研究委員会

JAERI-Tech 94-036, 226 Pages, 1994/12

JAERI-Tech-94-036.pdf:6.38MB

核燃料サイクル施設等を対象とした合理的な遮蔽安全評価法を整備する観点から、現在行われている遮蔽安全確保の方法や遮蔽計算法を整理してまとめた。併せて核燃料サイクル諸施設の典型的な遮蔽設計例を示した。本報は核燃料施設安全性研究委員会遮蔽安全性実証解析専門部会による調査結果をまとめたものである。本報をまとめるに当っては、科学技術庁からの受託研究である「平成4年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部をとり入れた。

論文

Optimization method of rod-type burnable poisons for nuclear designs of HTGRs

山下 清信

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.35(Nuclear Science & Technology)

ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N$$_{BP}$$、棒半径r)を、実効増倍率(k$$_{eff}$$)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はN$$_{BP}$$とrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積$$Sigma$$a$$_{BP}$$,N$$_{BP}$$及び$$gamma$$間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なN$$_{BP}$$$$gamma$$の組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せの$$Sigma$$a$$_{BP}$$とその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なN$$_{BP}$$$$gamma$$の組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のk$$_{eff}$$の変化を本方法により2%$$Delta$$k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。

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。

論文

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Analysis of radiation streaming through the standpipes by Monte Carlo code MCNP

村田 勲; 新藤 隆一; 多田 恵子*; 佐々木 研治*; 吉田 匡志*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.359 - 364, 1994/00

HTTRの一次上部遮へい体は、31本のスタンドパイプ(S/P)が貫通しているため、その周りのギャップをストリーミングする放射線によるオペレーティングフロア上の線量当量率が増大することが予想された。このため、パラメータ計算により、S/Pの貫通構造は、S/Pからの線量当量率の寄与がコーベルからの寄与と同程度になるよう遮へい対策が施された。一方、遮へい設計において、S/Pを2次元モデルにより適切に考慮した計算を実施し、オペレーティングフロア上への線量当量率が十分小さいことを確認すると共に、S/Pからの寄与がコーベル部からの寄与と同程度であり合理的な遮へい構造になっていることを確認した。しかし、S/Pは実際には複雑な形状をしているため、3次元モンテカルロコードMCNPを用いた計算を行い、S/Pの林立効果を考慮したストリーミング係数を評価した。その結果を、2次元輸送コードを用いた遮へい設計のストリーミング係数と比較し、遮へい設計手法が妥当であることを確認した。本報は、これらの解析結果をまとめたものである。

論文

Development of shielding design code for synchrotron radiation beam line

浅野 芳裕; 笹本 宣雄

Radiation Physics and Chemistry, 44(1-2), p.133 - 137, 1994/00

第3世代放射光施設のように、高輝度、高エネルギー放射光ビームラインの建設には、安全性および建設コストの面から適切な遮蔽をする必要がある。この遮蔽設計計算を簡便にかつ、精度の高い計算が行えるコードを開発した。コードの特徴として、放射光源から任意の位置での再生効果を考慮した遮蔽計算を行うことができること、放射光の偏向が考慮できることなどである。また、モンテカルロ計算コードEGS4との比較計算を行い、かなり良い精度で一致することを確認した。これらのことについて述べた。

論文

Development of shielding design code for synchrotron radiation beam line

浅野 芳裕; 笹本 宣雄

Radiation Physics and Chemistry, 44(1-2), p.133 - 137, 1994/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:79.4(Chemistry, Physical)

大型放射光施設ビームライン遮蔽安全設計のための計算コードを開発した。このコードは、BNLのPhotonコードを基に、光源としてアンジュレータも考慮できるようになっている。光子の散乱現象においても、偏極による影響、角度分布がコヒーレント、インコヒーレント散乱過程で考慮することができる。また線量当量計算も、ヒルドアップ効果とともに考慮することができる。このコードを用いてSPring-8施設ビームラインの概念設計を行うとともに、他のコード(モンテカルロ計算コード)との比較計算、および文部省高エネルギー物理学研究所放射光施設ビームライン14Cを用いたベンチマーク実験の結果についても発表を行う。

論文

Comparison between measured and design dose rate equivalents on board of nuclear ship Mutsu

山路 昭雄; 坂本 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09

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

原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。

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