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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。
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
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。
C in the fast critical facility FCA岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦
Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.172 - 179, 1996/00
高速炉の安全性において、負のフィードバック効果として重要なドップラー効果の高温域での予測精度向上を図るために、FCAにおいて2000Cまでのドップラー効果測定を行った。測定には、(1)サンプル加熱・反応度価値変化測定法(1500Cまで)と(2)箔加熱・反応率変化測定法(2000Cまで)を用いた。ドップラー効果の中性子スペクトル依存性を調べるために、組成の異なる3つの体系において、測定を行った。解析では、共鳴遮蔽効果を正確に計算する超詳細群セル計算コード(PEACO-X)を用いた。サンプル加熱法によるドップラー反応度は一次摂動法により求めた。箔加熱法による反応率変化は、基本モードが成立していると仮定して、PEACO-Xと従来のセル計算結果から算出した。これらの計算には、核データとしてJENDL-3.2を用いた。計算は、ドップラー反応度では実験値を若干過小評価し、反応率変化では実験値と良い一致を示した。
大山 幸夫; 市原 千博*
プラズマ・核融合学会誌, 72(1), p.83 - 90, 1996/00
核融合中性子に対しては核データ、輸送計算コードによってその中性子工学特性を解析することができるが、これらの結果がどの程度の精度であるかを知ることは重要である。この精度は通常ベンチマーク実験と呼ばれる実験的手段で確認される。この実験は対象を断面積か計算手法かのどちらかに絞るかで断面積ベンチマークと工学的ベンチマークに分けられる。これら2種のベンチマーク実験について最近の研究を中心に紹介する。
前川 藤夫; 今野 力; 和田 政行*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 前川 洋
JAERI-Research 95-018, 112 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-018.pdf:4.45MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)の一環として、D-T中性子照射された大型SS316/水体系におけるバルク遮蔽実験が原研FNS施設で行われ、実験の詳細が本レポートの別刷である第1部に述べられている。本レポート、第2部では、この実験解析の方法とその結果、および計算結果と実験値との比較をまとめたものである。解析には2つの輸送計算コードMCNP-4とDOT-3.5、およびJENDL-3.1とJENDL-3.2に基づく断面積ライブラリを用いた。その結果、SS316/水遮蔽体の中性子、2次
線の双方に対する遮蔽能について、JENDL-3.2を使用したMCNP計算、自己遮蔽を考慮したDOT計算(中性子125群+線40群)により、14MeV~熱エネルギーまでの中性子束、線核発熱を約20%以内の精度で予測できることがわかった。
前川 藤夫; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋
JAERI-Research 94-044, 143 Pages, 1994/12
JAERI-Research-94-044.pdf:5.16MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)の一環として、D-T中性子照射された大型SS316体系におけるバルク遮蔽実験が原研FNSで行われ、実験の詳細が本レポートの別刷である第1部に述べられている。本レポート、第2部は、この実験解析の方法とその結果、および計算結果の実験値との比較をまとめたものである。解析には2つの輸送計算コード、MCNP-4とDOT-3.5、およびJENDL-3.1に基づく断面積ライブラリを用いた。その結果、中性子、線の双方に対して次のことが分かった。(i)MCNPによる計算は数十%の範囲内で実験値を再現する。(ii)自己遮蔽補正因子を考慮したDOTによる計算値はMCNPの値と約20%以内で一致する。(iii)エネルギー群数による影響はさほど大きくない。(iv)自己遮蔽補正を考慮しないDOT計算ではMCNP計算に比べて実験体系深部での線核発熱を2~3倍過小評価する。
今野 力; 前川 藤夫; 岩井 厚志*; 小迫 和明*; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 前川 洋
JAERI-Tech 94-019, 43 Pages, 1994/10
93 ITER/EDA緊急タスクの一つとして、JA-3(バルク遮蔽実験:第1段階A「SS316とSS316/水実験の予備・本解析と準備」)が認められた。本レポートは、SS316とSS316/水実験の予備解析の結果をまとめたものである。SnコードDOT3.5と断面積セットFUSION-40を用いた解析結果から、SS316実験体系は、直径1.2m、厚さ1.1mの円筒形状で、厚さ0.2mの中性子反射体を付けたものがよいことがわかった。また、SS316/水実験では、SS316と水の非均質構造による遮蔽性能に対する影響は、30mmまでの厚さの水に対しそれほど大きくなかった。更に、実験室の壁で反射した中性子によるバックグランドを低減させるための方法をSnコードDOT-DDと断面積セットDDXLIB3を使って調べた。その結果、厚さ0.1m以上のポリエチレンの追加遮蔽体を設置したものが最も有効であった。これらの予備解析結果を基に、SS316とSS316/水実験のための最終的な実験体系の構成を決定した。
前川 洋
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.15 - 24, 1994/00
ITERを代表とした次期核融合装置の遮蔽は分裂炉を対象とした研究では対応できない問題を含んでいる。遮蔽設計精度の向上のためには、次のようなD-T中性子源を用いたベンチマーク実験が必要である。(1)約1m厚の遮蔽体系での透過実験,(2)ダクト及びギャップストリーミング実験,(3)核融合環境での誘導放射能評価実験。超電導電磁石での核発熱は大部分は線によることから、実験上では線スペクトルや低エネルギー中性子スペクトルの測定が重要である。また、実験解析ではレイーエフェクトを除くため、モンテ・カルロコードの利用が不可欠であるものの、計算時間とメモリー量で問題を残している。設計裕度を最終的に与えるためには、モデル化の容易なベンチマーク実験と複雑形状の実際の装置の遮蔽設計をいかに結びつけるかが次の課題である。
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：0.00(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。
松浦 祥次郎*
JAERI-M 84-138, 246 Pages, 1984/08
昭和58年度における原子炉工学部の研究活動状況をまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析核融合ニュートロニクス、遮断、原子炉計装、炉制御と異常診断、保障措置、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。 炉工年報編集委員会(58年度)松浦祥次郎、中原康明、西村秀夫、大部誠、西田雄彦、秋野藤義、寺田博海、島崎潤也、長谷川明、前川洋、吉原文夫
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 飯田 省三; 内山 順三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-020, 46 Pages, 1984/02
照射済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラィの検証実験計画に基づき、BWR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。この実験は燃料集合体を1つの体積線源と見なして解析を行う場合の線源形状の近似手法を評価、検討するためのもので、照射履歴のほぼ等しい2体の燃料集合体が実験に使用され、水中において集合体周辺のガンマ線、中性子の分布が測定された。本報告書では詳細な測定結果と合せ、これらの解析に必要な実験条件、測定器の特性等が述べられている。
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
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。
松浦 祥次郎
JAERI-M 83-129, 246 Pages, 1983/09
昭和57年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。さらに、57年度から保障措置に関する研究開発が当部において総合的に実施されることとなった。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、原子炉計装、制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。
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
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、
U、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。
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
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。
原子炉工学部
JAERI-M 82-114, 197 Pages, 1982/09
昭和56年度の原子炉工学部研究活動状況をとりまとめた報告書である。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、原子炉計装、炉制御と異常診断、核融合炉技術、及び炉物に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。
片倉 純一; 小室 雄一; 山野 直樹; 内藤 俶孝
JAERI-M 9957, 94 Pages, 1982/03
遮蔽安全性評価用計算コードシステムの信頼性を確認するために、使用済燃料輸送容器の遮蔽実験が原研で計画されている。その予備解析として、放射線源強度、中性子およびガンマ線の輸送、および中性子の反応度の計算が行われた。また、計算手法の妥当性を評価するために種々のパラメータ・サーベイが行なわれた。これ等の検討の結果、本解析に使用すべき解析手法が整備された。また、輸送容器周辺での線量分布の推定値が求まった。
原子炉工学部
JAERI-M 9672, 172 Pages, 1981/09
昭和55年度の原子炉工学部研究活動状況報告書である。原子炉工学部における研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、さらに動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連している。核データと群定数、炉理論コード開発、積分実験と解析、遮蔽、炉計装と核計装、炉制御と診断、核融合炉技術、および炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり、多くの成果を述べている。
秋濃 藤義; 竹内 素允; 北舘 憲二; 吉藤 久; 金子 義彦
JAERI-M 9223, 21 Pages, 1980/11
高温ガス実験炉の炉心設計の進行と共に、その精度評価が重要な課題となっている。そこで黒鉛減速20%濃縮ウラン半均質臨界実験装置に実験炉の模擬炉心、SHE-14炉心を構成し実験データの収集を行っている。本報告書はSHE-14炉心の中心カラム内における可燃性毒物棒の反応度測定結果および解析結果をまとめたものである。測定結果から(1)B
C粒子の自己遮蔽効果により同一のホウ素濃度であっても粒径が大きいほど反応度は小さくなること、および(2)どの粒径に対しても反応度はホウ素含有量の対数にほぼ比例するという事実が認められた。また、実験・計算の照合では実験値と計算値とは約5%以内で一致した。以上のことから、BC粒子の自己遮蔽効果および格子の非均質性を考慮した臨界計算手法により、可燃性毒物棒の反応度をかなり正確に評価できることがわかった。
長家 康展; 横山 賢治; 多田 健一; 今野 力
no journal, ,
日本の評価済み核データライブラリの最新版であるJENDL-5の公開が2021年に予定されている。この目的のため、2018年からJENDL-5の暫定版に対する積分テストを実施してきた。本発表では、臨界及び遮蔽実験に対するJENDL-5
3 update 1版の積分テストの結果を示す。臨界実験に対するテスト計算は主に国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトハンドブックの実験と原子力機構で実施された実験に対して実施した。遮蔽実験に対するテスト計算は主に原子力機構で実施されたFNS実験とOKTAVIAN実験に対して実施した。JENDL-53 update 1版は、臨界実験と遮蔽実験の多くの場合においてJENDL-4.0より良いか同等の予測精度を有することを確認した。
