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T.V.Hung*
JAERI-Research 98-037, 14 Pages, 1998/07
JAERI-Research-98-037.pdf:0.67MB
ダラット研究所原子炉(U-Al合金36%濃縮
U燃料)において照射されたTeO
及びMoO
サンプルに関して輸送用鉛容器の必要厚さを、ORIGEN2コード及びQAD-CGGP2コードで計算した。計算において、ORIGEN2内蔵のPWR型(低濃縮ウランUOの燃料)断面積ライブラリーを用いた。計算結果を実験データと比較しやすいように計算条件はできる限りダラット研究所原子炉での実験条件に合わせた。計算値と実験値は上記の断面積データの仮定にもかかわらず、よい一致を示した。このことから、ORIGEN2コード及びQAD-CGGP2コード並びに、PWR型(低濃縮UOの燃料)断面積ライブラリーを用いることに問題がないことが明らかとなり、今後のダラット研究所原子炉での他の照射サンプルについても放射能と必要な遮蔽の計算に利用できると考えられる。
原田 康典; 笹本 宣雄; 坂本 幸夫; 黒澤 直弘*; 富田 賢一*
JAERI-Data/Code 97-013, 196 Pages, 1997/03
JAERI-Data-Code-97-013.pdf:4.59MB
加速器施設や放射性物質取扱施設では、法令に基づく使用許可申請書作成業務における作業者の被ばく評価や作業環境の健全性確保のための線源評価ならびに遮蔽計算が行われている。これらの評価は、大型計算機による解析が一般的であるが、小規模施設や放射線管理業務の現場から大型計算機へのアクセスは、効率的ではない。そこで最近の発達が目覚ましく、一般的に普及しているパーソナルコンピュータによる計算が可能なように、ORIGEN-2,QAD及びG33コードを本来の性能を損なわないように改良した。主な改良点は、次のとおりである。(1)会話形式による入力が可能となった。(2)計算のための入出力ファイルの保存が可能となった。(3)ORIGEN-2の計算結果を直接QAD及びG33に取込めるようになった。(4)計算結果の図形出力が可能となった。
坂本 幸夫; 中根 佳弘; 田中 俊一
KEK-Proceedings-95-9, 0, p.119 - 127, 1995/11
線放出核種からの制動X線スペクトルを経験式に基づいて計算するBETABREMコードを開発し、電磁カスケードモンテカルロコードEGS4やITS3コードシステムのACCEPTコードと比較計算を行った。
Sr-Y:鉛体系、
Kr:チタン体系、
Pm:アルミ体系及び
Ni:金体系でのBETABREMコードの制動X線スペクトルはEGS4やACCEPTコードと同程度である。また、ORIGEN2の光子ライブラリーに含まれる酸化ウラン及び水中での制動X線を考慮した光子スペクトルに比較しても数値は同程度か過大評価の傾向にある。BETABREMコードは、原子内からの制動X線の計算ができるとともに、ターゲット物質及びエネルギー群を任意に選択できる特徴をもつ。点減衰核コードQAD-CGGP2と組み合わせることにより、遮蔽体外側での線量当量率を容易に計算することができ、2つの計算コードを連絡してパソコン判の線制動X線遮蔽計算コードBETASHIELDを開発した。
助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00
原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。
山路 昭雄; 迫 淳
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06
被引用回数：15 パーセンタイル：77(Nuclear Science & Technology)舶用炉は船内の狭隘な場所に設置されること及び原子力船の経済上の観点から、軽量・小型でなければならない。現在の舶用炉では遮蔽体が原子炉プラント重量の大きな割合を占めている。例えば、原子力船「むつ」の遮蔽体は原子炉プラント重量の70%を越えている。また、遮蔽体の重量と大きさの大部分は二次遮蔽体によるものであり、「むつ」の場合では二次遮蔽体が全遮蔽重量の88%を占めている。改良舶用炉MRXは一体型PWRと水張り式格納容器を採用することによってこの問題をかなりの程度まで解決している。この概念では二次遮蔽体を必要としない設計が可能である。この結果、MRXは従来の舶用炉と比べて軽量・小型化されている。例えば、MRXの原子炉出力は「むつ」の2.8倍であるが、プラント重量は「むつ」の0.5倍、格納容器体積は「むつ」の0.7倍である。
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：0.01(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。
笹本 宣雄; 黒坂 範雄*
JAERI-M 90-229, 61 Pages, 1991/01
加速器遮蔽設計上、施設内外の放射線分布の把握が重要である。点減衰核積分コードQAD-CGをもとに、パソコン版の高エネルギー電子加速器遮蔽計算コードQAD-SORを開発した。本コードは、対話形式により3次元形状遮蔽体周辺の線量率分布を計算し、結果をパソコン上に画面表示することができる。本レポートは、QAD-SORの使用法を説明するものである。
坂本 幸夫; 田中 俊一
JAERI-M 90-110, 95 Pages, 1990/07
QAD-CGGP2及びG33-GP2はガンマ線ビルドアップ係数の算出を幾何級数(GP)法で行う点減衰核コードQAD-CGGP及びG33-GPの改良版である。新しいコードは照射線量から線量当量への換算係数を用いて1cm、3mm、70
m深部線量当量及び最大線量当量を計算することが出来る。原子番号の大きい物質に対するGPビルドアップ係数パラメータはGP2版で減衰係数として使われているPHOTXデータライブラリーを用いてPALLASコードで得られた新しいビルドアップ係数に基づいている。また、減衰係数とGPビルドアップ係数パラメータはAkimaの方法により光子エネルギーについて内挿する。
延原 文祥*; 平尾 好弘*; 松田 規宏; 坂本 浩紀*; 坂本 幸夫*; 岩下 充成*; 吉岡 健太郎*
no journal, ,
新しい国産簡易遮蔽計算コードを開発し、点減衰核法計算コードQADや一回散乱線計算コードG33などの外国産コード改良版の国内登録に関する著作権問題を解決するとともに、我が国独自に展開させていくため、放射線工学部会員からのアンケート調査、特にメーカーやエンジニアからのニーズ、及び従前からの課題等を整理し、コード開発の課題を整理し、ロードマップ案を作成した。ロードマップでは、既存の簡易遮蔽計算コードの機能整理、基本機能の検討、許認可に対応した入出力まとめを行うとともに、入・出力支援のためのコードの検討を2018年から実施していくことになっている。
