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論文

Comparison of thermal neutron distributions within shield materials obtained by experiments, SN and Monte Carlo code calculations

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 須崎 武則; 広瀬 秀幸

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.284 - 289, 2005/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

加速器遮蔽材内の熱中性子分布は放射化分布と密接な関係があり、加速器を更新するうえで重要な考慮点である廃棄物区分上もますます計算精度の重要性は高くなっている。しかしSN法とモンテカルロ法では得られる結果に若干の差が認められ、その原因を探るために、黒鉛パイルや水プールでの実験結果と計算結果とを比較検討した。

報告書

Study on shielding design method of radiation streaming in a tokamak-type DT fusion reactor based on Monte Carlo calculation

佐藤 聡

JAERI-Research 2003-014, 223 Pages, 2003/09

JAERI-Research-2003-014.pdf:10.94MB

トカマク型DT核融合炉には、さまざまな形状のスリットやダクトが存在する。スリットやダクトからの放射線ストリーミングによってブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量,超伝導トロイダルコイルの核的応答は増大する。本研究では、各種ストリーミングに対して、スリットやダクト形状,遮蔽体形状,遮蔽体組成,ホウ素濃度等に対するヘリウム生成量や核発熱率等のパラメータ依存性を3次元モンテカルロ法により系統的に評価し、これらのパラメータの関数として評価近似式を開発した。また、真空容器を貫通する大口径ダクトからの放射線ストリーミングによるダクト周囲の崩壊$$gamma$$線線量率を評価するために、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を用いた評価手法を開発した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることにより、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を行った。計算時間を大幅に短縮させるために、有効な分散低減手法を開発した。本手法を用いてITERダクト貫通部に対する遮蔽計算を行い、本手法の有効性を実証した。

論文

Nonuniformity effect on reactivity of fuel in slurry

奥野 浩; 酒井 友宏*

Nuclear Technology, 122(3), p.265 - 275, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.58(Nuclear Science & Technology)

最大反応度が、燃料重要関数を一定にする燃料分布において実現されることは良く知られている。ラグランジの未定定数法を用いて平均ウラン濃度あるいは全ウラン質量が保存されるという制限を取込んだ。多群中性子輸送方程式を解くS$$_{N}$$法計算コードANISN-JRを含む計算プログラムOPT-SNを開発した。特に裸や部分的に反射された燃料体系で、従来より用いてきた拡散近似に基づく解法よりも信頼できる結果が得られた。OPT-SNを5wt%$$^{235}$$U濃縮の二酸化ウランと水の混合物(スラリー)が全方向水で覆われている場合、半方向だけ覆われている場合、まったく覆われていない場合の計算に適用した。全方向水反射体が付いた球形状、無限長円柱形状及び無限平板形状のUO$$_{2}$$-H$$_{2}$$Oスラリーについて計算を実施し、不均一効果の程度が平均ウラン濃度の増加に従い大きくなる傾向にあることを明らかにした。これらの体系では、不均一効果の程度は平均ウラン濃度4000gU/lで約6%$$Delta$$k/kに上がった。反射体が片側のみに付いた平板燃料体系では、700gU/lと低い燃料濃度でも不均一効果の程度は6%$$Delta$$k/k以上となる。

論文

Characteristics of a deuterium-tritium fusion source on a rotating target used in simulated fusion blanket experiments

中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 中村 知夫*; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28, p.39 - 55, 1995/08

日米核融合協同実験のフェイズIIA及びIIB体系において、中性子線源特性を明らかにするため、体系内のキャビティ及び試験領域の表面において、中性子スペクトル及び各種放射化率の測定を行った。その解析は原研及び米国で独立にそれぞれの計算コードと核データを用いて行った。計算法としてモンテカルロ法と二次元Sn法を使った。その結果、中性子スペクトルは一部を除き15MeV~数keVの範囲で良い一致を得た。放射化率は実験値と計算値の差は$$pm$$10%内に入る。この様にブランケットへ入射する中性子の特性は満足のいく精度で予測できることが明らかとなった。

報告書

DOT3.5コードのベクトル化; DOT3.5NEA版,DOT3.5FNS版,DOT3.5炉設計版,RADHEAT-V4,DOT-DD

野々宮 厳*; 石黒 美佐子; 筒井 恒夫

JAERI-M 90-108, 77 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-108.pdf:1.85MB

本報告は、Sn法による2次元放射線輸送コードDOT3.5のベクトル化について述べる。対象としたコードは、ORNLで開発されたオリジナル版だけでなく日本原子力研究所内で実際に用いられているDOT3.5の改良版であるDOT3.5コードFNS版、DOT3.5コード炉設計版、RADHEAT-V4システムESPRITモジュールについてもベクトル化を行なった。さらにDOT3.5コードFNS版とDOT3.5のDDX版であるDOT-DDコードに対して入出力処理の高速化を実施した。ベクトル化版のオリジナル版に対する性能向上は、DOT3.5コードで1.7~1.9倍、DOT3.5FNS版で2.2~2.3倍、DOT3.5炉設計版で1.7倍、RADHEAT-V4システムで3.1~4.4倍である。また、入出力処理高速化版のオリジナル版に対する経過時間は、DOT3.5FNS版及びDOT-DDコードで50%~65%に減少した。

論文

Analysis of ex-core detector response measured during nuclear ship Mutsu land-loaded core critical experiment

板垣 正文; 阿部 純一*; 栗林 克明*

Nuclear Technology, 78(8), p.140 - 150, 1987/08

炉外中性子検出器の応答は、炉内中性子源分布のみならず減速材の熱中性子吸収の変化にも依存することがある。この例として、「むつ」陸上臨界試験で予想外の大きな検出器応答が測定された。この試験では制御棒パターン変更のつどボロン濃度を変化させて臨界調整しており、ボロンの熱中性子吸収変化に呼応して検出器指示値が変化した。このボロン効果は従来の検出器応答計算法では取り扱うことができない。CrumpとLeeの方法による従来法に対してボロン効果が扱えるように修正を加えた。補正係数を1次元輸送コードANISNにより計算した。新しい計算手法により陸上臨界試験の実測値をよく再現することができた。船用炉や発電用軽水炉への検出器応答計算適用に関して議論がなされる。

論文

ヘリウムスニッファ法による漏れ探知技術の改良

村上 義夫; 下村 安夫; 阿部 哲也; 小原 建治郎

真空, 29(6), p.245 - 250, 1986/00

大型真空容器の漏れ探しに使用するための新しいヘリウムスニッファ法について述べた。従来ヘリウムスニッファ法では微少な漏れの探知が難しいといわれていたが、本方法では、ヘリウムリークディテクタの直前に内径約0.6mm,長さ約10mのフレキシブルなステンレス鋼製細管と77Kに冷却したモレキュラーシーブ封入容器を直列に設けることにより、プローブノズルからの気体(空気)吸入量を従来法の約1000倍の0.1Pa・m$$^{3}$$/s程度まで増加させることができるようになり、10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{1}$$Pa・m$$^{3}$$/sの微小な漏れの検知も可能となった。装置設計に関して二三の考察を行った。

報告書

Progress Report on JAERI-ORNL Cooperative Neutron Scattering Research; April 1,1984-March 31,1985

飯泉 仁

JAERI-M 85-112, 67 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-112.pdf:2.55MB

中性子散乱日米科学技術協力のもとに行われた研究活動を1年分まとめたものである。協力研究のために製作された広角中性子回折装置の性能テストの結果、データ収集処理システムの現状、装置を用いて行われた研究成果などがまとめられている。

論文

A New helium sniffing device for locating very fine leaks

村上 義夫; 下村 安夫; 阿部 哲也; 小原 建治郎

J.Vac.Sci.Tecnol.,A, 2(4), p.1589 - 1592, 1984/00

大型真空容器の微小な洩れを探す目的で使用されるヘリウムスニッファ法の改良について述べる。ヘリウムスニッファ法は従来実用感度が低いとされていたが、プローブノズルからの空気の吸入量を1Torr・l/S程度まで増加させることにより10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{0}$$Torr・l/Sの微小な洩れも検知できるようになった。新しいヘリウムスニッファ法の装置構成の特徴は、プローブノズルとヘリウムリークディテクタの中間に内径0.6mm、長さ10mのフレキシブルなステンレス鋼製毛細管とモレキュウラーシーブスを用いたソープションポンプ(77K)を直列に挿入したことである。長い毛細管の採用は洩れ探しの作業性をよくすることと空気吸入量を一定に保ち気体を短時間(5秒以内)に輸送するために有効である。またソープションポンプではノズルから吸入したヘリウム、ネオン、水素を除く空気の成分の99%以上が吸着排気される。大気中に存在する約5ppmのヘリウムの影響を回避する方法についても工夫した。

報告書

多目的高温ガス実験炉における制御棒価値評価モデルの検討

大村 博志*

JAERI-M 9433, 109 Pages, 1981/04

JAERI-M-9433.pdf:3.01MB

燃料体に2本を対として挿入される制御棒の反応度価値を、相互干渉効果も含めて、精度良く評価するモデルを得るための検討を行った。単位格子に対し、Sn法、モンテカルロ法など数種の輸送計算コードを用い、使用する群定数や燃料体および制御棒の形状などのモデル化が実行増倍率におよぼす影響について調べた。また、後備停止系が入った場合も含め、反応度制御素子間の干渉効果を定量的に検討した。さらに、これらの結果を踏まえ、炉心計算のための断面積均質化法を制御棒挿入燃料体に対し検討した。その結果、制御棒間の干渉効果のため、従来の中性子束を重みとする平均化のみでは反応度価値を過大に評価し、補正を要することが示された。なお、モンテカルロ計算によれば、制御棒および後備停止系の挿入孔内に中性子ストリーミングが存在し、これによる反応度の減少は、格子計算によるものではあるが、1%$$Delta$$k/k程度であることもわかった。

報告書

反跳陽子比例計数管の応答関数とwall-and-end効果の補正

大部 誠; 一守 俊寛*

JAERI-M 8919, 44 Pages, 1980/07

JAERI-M-8919.pdf:1.05MB

反跳陽子スペクトロメー夕の応答関数をSnidowの解析的な方法を用いて求めた。計数管の不感領域の影響を取扱うため、計算は管端に不感領域をもつ円筒二領域モデルについて行った。メタンおよび水素計数管のwall-and-end応答を陽子エネルギーの関数として5MeVまで求めている。計算結果から、wall-and-end効果を受ける応答のうち不感領域から発生する陽子事象の占める割合は、平均的に約15%であることが判明した。 得られた応答関数は、FCAの測定反跳陽子エネルギー分布に対するwall-and-end効果の補正に適用している。補正に関するunfoldingの手順および定量的な補正量を検討し、それらの補正が導出中性子スペクトルにおよぼす効果について詳述している。

報告書

FEMRZ:Program for solving two-dimensional neutron transport problems in cylindrical geometry by the finite element method

藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 大西 忠博*; 中原 康明

JAERI 1253, 29 Pages, 1978/02

JAERI-1253.pdf:1.22MB

有限要素法により、二次元(r、z)円柱体系における多群中性子輸送問題を解くプログラムが開発された。数値解法としては、高次のラグランジュ多項式に基づく有限要素法が空間変数に適用されており、物質境界で中性子束が不連続になることが許されている。実際規模の問題を含むいくつか例が与えられた、その結果がFEMRZの有効性を例訂するためにSm法と比較され、検討している。双二次近似の場合は、特別な考慮をしない、粗いメッシュのときどきでも十分精度が良く、数値的にも安定である。

論文

Application of finite element method to two-dimensional multi-group neutron transport equation in cylindrical geometry

藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 中原 康明; 大西 忠博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.541 - 550, 1977/08

 被引用回数:3

先に、二次元(r,z)円柱体系における多群中性子輸送問題を有限要素法で解くアルゴリズムが開発され、簡単なモデルによる計算もなされた(日本原子力学会、昭和49年秋の分科会、同昭和50年年会での口頭発表)。 有限要素法は(r、z)面内の正規長方形小領域上の空間変数に応用されている。 本稿では、そのアルゴリズムのうち、双一次または双二次多項式を基底として用いた不連続法およびその計算結果について述べる。 原子炉の現実的な体系を中心としたいくつかの数値例が示されるが、双二次近似による解は精度も良く、粗いメッシュのときでも数値的に安定である。 また、汎用的なダイヤモンド差分法によるコードとの比較もなされ、また数値計算の結果を通じて不連続法の利点が示されている。

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