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論文

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

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。

論文

Review of reduction factors by buildings for gamma radiation from radiocaesium deposited on the ground due to fallout

吉田 浩子*; 松田 規宏; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 187, p.32 - 39, 2018/07

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

In order to estimate residents' external dose due to radionuclide exposure resulting from fallout deposit on the ground, the shielding and dose reduction effects provided by structures such as houses and workplaces are taken into account as most individuals spend a large portion of their time indoors. Soon after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, several measurements and calculations were performed to obtain specific reduction factors for Japanese settlements due to this lack of data. This research reviews previous studies that determined factors such as, shielding factors, protection factors, reduction factors, and location factors and summarizes specific results for Japan. We discuss the issues in determining these factors and in applying them to estimate indoor dose. The contribution of surface contamination to the indoor ambient dose equivalent rate is also discussed.

報告書

PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算

篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明

JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01

JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB

高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。

論文

Development of transportation container for the neutron startup source of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03

HTTRでは起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型($$phi$$1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・$$gamma$$線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺($$phi$$155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化($$phi$$820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化($$phi$$75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。

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:29.56(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

Neutronics assessment of advanced shield materials using metal hydride and borohydride for fusion reactors

林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:21.09(Nuclear Science & Technology)

核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH$$_{2}$$とTiH$$_{2}$$は1気圧において640$$^{circ}$$C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrH$$_{2}$$とMg(BH$$_{4}$$)$$_{2}$$は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により$$gamma$$線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び$$gamma$$線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH$$_{2}$$$$>$$Mg(BH$$_{4}$$)$$_{2}$$ and F82H$$>$$TiH$$_{2}$$ and F82H$$>$$water and F82H。

論文

Comparison of synchrotron radiation calculations between analytical codes(STAC8,PHOTON) and Monte Carlo codes (FLUKA,EGS4)

Liu, J. C.*; Fasso, A.*; Prinz, A.*; Rokni, S.*; 浅野 芳裕

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.658 - 661, 2005/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.3(Environmental Sciences)

筆者が開発したSTAC8コードをSLAC, SSRLビームラインに適用した場合の解析結果をFLUKAやEGS4及びPHOTONと比較し、その有効性を実証した。また、STAC8コードの計算機能のうちでダブル散乱線評価やミラー反射による放射光計算の有効性についても議論する。

論文

Shielding analysis at the upper section of the accelerator-driven system

佐々 敏信; Yang, J. A.*; 大井川 宏之

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.256 - 258, 2005/12

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

加速器駆動システム(ADS)の陽子ビームダクトは核破砕中性子や光子のストリーミング経路となり、これにより未臨界炉心上部に配置された電磁石などの機器の放射化を誘発する恐れがある。この放射化量を定量的に評価することを目的に、鉛ビスマス冷却ADS(800MWt)のストリーミング解析を実施した。MCNPXを使用してビームダクトからの漏洩中性子と光子の放射線量を求めた。二次光子の解析は、多くのマイナーアクチニド断面積を$$gamma$$線生成断面積が定義されているプルトニウムに置き換えて実施した。ビームダクトからストリーミングした中性子により、ビームダクト上部の線量は、上部プラグの他の部分より20桁多い線量を与えることがわかった。MCNPXの解析で得られた漏洩粒子スペクトルを使用したDCHAIN-SPによる解析では、電磁石と遮蔽プラグが高い放射能を有することがわかった。

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:49.09(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

Neutron shielding and blanket neutronics study on low aspect ratio tokamak reactor

山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏

電気学会論文誌,A, 125(11), p.943 - 946, 2005/11

内側トロイダル磁場コイルに超伝導を用いた低アスペクト比トカマク炉を実現するために、中性子工学の観点から遮蔽体やトリチウム増殖ブランケットの設計条件を検討した。炉の形状を考慮するとトーラス内側は超伝導コイルの遮蔽専用、トーラス外側はトリチウムの増殖を主たる機能に特化するのが有利と考え、内側遮蔽体には先進的な遮蔽材を採用して最適な組成とコイル遮蔽に必要な遮蔽厚さを評価した。また外側には、先進的なトリチウム増殖材を用いて、増殖比を最大にするために最適なブランケットの組成や構造を検討した。さらに、アスペクト比に対するトリチウム増殖比の変化を求め、アスペクト比が2$$sim$$2.5程度の幾つかのブランケット構造に対するトリチウム増殖比とそれらを1.1以上にするための条件を明らかにした。

論文

Development of a heat-resistant neutron shielding resin for the national centralized tokamak

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09

フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の$$^{252}$$Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。

論文

中性子源JSNSの遮蔽計算

前川 藤夫

波紋, 15(1), p.10 - 13, 2005/01

1MWのパルス核破砕中性子源であるJSNSの大部分は、複雑な3次元形状を有する遮蔽体と考えることができる。われわれは、モンテカルロ法に基づく粒子シミュレーションコードによる遮蔽計算手法を開発した。この手法により、JSNSの3次元遮蔽構造を高精度で設計することができる。設計計算を行い、JSNSの基本構造最適化を行った。

報告書

TIARA annual report 2003

放射線高度利用センター

JAERI-Review 2004-025, 374 Pages, 2004/11

JAERI-Review-2004-025-p0001-p0116.pdf:20.67MB
JAERI-Review-2004-025-p0117-p0247.pdf:21.34MB
JAERI-Review-2004-025-p0248-p0374.pdf:23.39MB

本年次報告は、原研イオン照射研究施設で、2003年4月1日から2004年3月31日までの間に行われた研究活動の概要をまとめたものである。(1)宇宙用半導体,(2)バイオテクノロジー,(3)放射線化学及び有機材料,(4)無機材料,(5)材料解析,(6)核科学及びラジオアイソトープ製造,(7)マイクロビーム応用,(8)加速器施設の放射線遮蔽,(9)加速器技術の9部門にわたる115編の研究報告に加えて、施設の運転保守・利用状況,公表された文献,企業・大学等との研究協力関係,研究開発・施設運営組織を収録する。

論文

Experience of HTTR construction and operation; Unexpected incidents

藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。

論文

ITER用遮蔽ブランケットの製作技術開発

榎枝 幹男

高温学会誌, 30(5), p.256 - 262, 2004/09

ITERの真空容器内構造物の一つである遮蔽ブランケットの製作技術開発について報告する。遮蔽ブランケットの第一壁はベリリウム(アーマー),銅合金(熱シンク),ステンレス鋼(構造材)の3種類の金属から成っており、これらを接合するために高温等方圧加圧(HIP)法を適用した異種金属大型複雑構造物の接合技術を開発した。スクリーニング試験によるHIP条件選定及び選定条件によるHIP接合材の強度データ取得を行うとともに、第一壁部分モックアップの高熱負荷試験を行い除熱及び耐熱疲労特性が良好であることを確認した。また電磁力低減用として重要な第一壁及び遮蔽ブロックの深スリットに対して、ウォータージェットと放電加工を適用した施工技術を開発した。これらの技術を用い、第一壁パネルのプロトタイプモデル及び遮蔽ブロックの1/2部分モデルを試作して各々の製作手順を確立するとともに、第一壁の遮蔽ブロックへの組込が良好に行えることを確認して実機製作への見通しを得た。

報告書

HTTR出力上昇試験における遮へい性能検査結果

植田 祥平; 高田 英治*; 角田 淳弥; 清水 厚志; 足利谷 好信; 梅田 政幸; 沢 和弘

JAERI-Tech 2004-047, 87 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-047.pdf:6.24MB

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)では、1次冷却材として遮へい能力のある水ではなくヘリウムガスを用いているため、遮へい設計においては中性子のストーリーミングに特に留意する必要がある。特に、原子炉圧力容器上部には、31本のスタンドパイプが1次上部遮へい体を貫通しており、原子炉上方向への中性子ストリーミングに留意する必要がある。本報はHTTRの出力上昇試験のうち、遮へい性能検査における測定点選定の考え方,測定方法及び30MW定格出力までの出力上昇試験における測定結果についてまとめた。試験の結果、通常人の立ち入る区画の線量当量率は、中性子線が検出限界以下、$$gamma$$線がバックグラウンド相当であり、運転管理上問題がないことを確認した。また、スタンドパイプ室の中性子線量当量率は、定格運転時で約120$$mu$$Sv/hであり、設計値(約330mSv/h)及び予測値(約10mSv/h)を十分下回り、遮へい設計の保守性を確認した。一方、スタンドパイプ室の線量当量率変化は、予測通り原子炉出力に対して非線形的に上昇することを確認した。

論文

Measurement of depth distributions of $$^{3}$$H and $$^{14}$$C induced in concrete shielding of an electron accelerator facility

遠藤 章; 原田 康典; 川崎 克也; 菊地 正光

Applied Radiation and Isotopes, 60(6), p.955 - 958, 2004/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.37(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

東海研究所の電子リニアックは、核物理研究,放射性同位元素の製造等に用いられる強力中性子,光子及び電子線源として33年間利用され、1993年にその運転を停止した。本研究では、コンクリート遮へい体中に生成された誘導放射性核種量を調査するために、ボーリングにより遮へい体から試料を採取し、$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cの濃度分布を測定した。測定結果は、加速器施設のデコミッショニング,廃棄物管理における有用なデータとして利用することができる。

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

Measurement of radiation skyshine with D-T neutron source

吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.63

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,$$gamma$$線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.7$$times$$10$$^{11}$$n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1$$mu$$Sv/h,0.01$$mu$$Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次$$gamma$$線に関しては6MeVの高エネルギー$$gamma$$線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,$$gamma$$)反応によると考えられる。

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