核燃料施設の周辺環境線量評価におけるMCNP5の活用事例

Applied example MCNP5 on ambient dose evaluation from nuclear facility

在間 直樹; 長沼 政喜; 坂尾 亮太 

Zaima, Naoki; Naganuma, Masaki; Sakao, Ryota

人形峠環境技術センターの核燃料使用施設では、現在新規制基準に対応した安全評価を行っている。その中で事業所内外の線量評価は重要であるが、敷地境界線量評価における直接線・スカイシャイン評価は施設の遮蔽設計に比較し検証が困難な場合が多く、評価手法の合理性・妥当性が強く希求される。当センターにおける従前評価では、直接線評価においては近距離でも1000m以上遠方の場合でも同様にQAD-CGGP2Rによりモデル化して計算していた。スカイシャイン評価においてはQAD-CGGP2RとG33GP2Rの組み合わせとしていた。これらは計算コードの制約から全体的に過大な線量率評価となっていたことは否めない。これに対して同一の評価対象・パラメータを用いてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5により比較検証を行った。MCNP5では3次元形状の入力が可能で、線源から発生させ計算評価点に至る連続的な粒子挙動の追跡が可能であり、上空・遠方あるいは地面での散乱回数に制約はない。また、線源から計算評価点に達する粒子を直接線・スカイシャインとを区別することなく、同時に合算値として評価可能である。実際の当該及び周辺の建屋構造・地形構造を反映させることも可能である。比較検証では、同一の線源・計算パラメータを用いての従前評価とMCNP5による評価を行った。MCNP5では線源周囲の建屋構造・線源の下側に存在する地面も計算モデルに加えた。その結果、従来評価はMCNP5に比較して過大評価となりその傾向は遠方に行くに従い増加することを確認した。

no abstracts in English