著者

引地 拓夫 鈴置 善郎

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2004, pp.53, 2004

---

「もんじゅ」の配管しゃへい室(原子炉容器室と1次主冷却系機器室の間にある部屋)内の中性子は以下が考えられる。(1)炉心からの中性子,(2)光中性子(1次系の<SUP>24</SUP>Naの崩壊γ線によるコンクリート中の重水素の光核反応により生成)<BR>既報では,(1)の炉心からの中性子のみを対象としたCo箔放射化量計算値を求めたが,今回は(2)の光中性子も考慮してCo箔の放射化量の評価を行った。計算・評価方法は,以下の手順である。<BR>(a)3次元輸送計算コードTORTを用いて配管中の<SUP>24</SUP>Naを線源としたγ線束分布計算を行う。(b)配管室壁中の光中性子線源分布を求める。(c)3次元輸送計算コードTORTを用いて壁中の光中性子線源を線源とした光中性子束分布を行う。(d)運転履歴に従った<SUP>24</SUP>Na放射化量履歴を求め,前の計算値を用いて光中性子束の履歴を求める。(e)光中性子束の履歴を用いてCo箔放射化量を算出する。(f)測定値との比較を行う。<BR>その結果,C/E値は0.63から4.0(概ね1.9近傍)を得た。

著者

山路 昭雄 宮越 淳一 岩男 義明 壺阪 晃 斉藤 鉄夫 藤井 孝良 奥村 芳弘 鈴置 善郎 河北 孝司

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.26, no.2, pp.139-156, 1984

被引用文献数

2

---

Procedures of shielding analysis are described which were used for the shielding modification design of the Nuclear Ship "MUTSU". The calculations of the radiation distribution on board were made using Sn codes ANISN and TWOTRAN, a point kernel code QAD and a Monte Carlo code MORSE.<BR>The accuracies of these calculations were investigated through the analysis of various shielding experiments: the shield tank experiment of the Nuclear Ship "Otto Hahn", the shielding mock-up experiment for "MUTSU" performed in JRR-4, the shielding benchmark experiment using the <SUP>16</SUP>N radiation facility of AERE Harwell and the shielding effect experiment of the ship structure performed in the training ship "Shintoku-Maru". The values calculated by the ANISN agree with the data measured at "Otto Hahn" within a factor of 2 for fast neutrons and within a factor of 3 for epithermal and thermal neutrons. The &gamma;-ray dose rates calculated by the QAD agree with the measured values within 30% for the analysis of the experiment in JRR-4. The design values for "MUTSU" were determined in consequence of these experimental analyses.