Monte Carlo analyses of benchmark experiments and accuracy to demonstrate shielding safety of nuclear fuel cycle facilities

核燃料サイクル施設の遮蔽安全性実証のためのモンテカルロ法によるベンチマーク実験解析と精度

増川 史洋  ; 坂本 幸夫; 植木 紘太郎*

Masukawa, Fumihiro; Sakamoto, Yukio; not registered

従来の遮蔽解析手法を適用した核燃料サイクル施設の設計に含まれている安全裕度を推定する目的でモンテカルロコードMCNP4Aをリファレンスとして導入することとし、本コードによる解析精度を確認するために遮蔽ベンチマーク実験の解析を行った。考慮したエネルギー範囲は中性子について高々14MeV以下、ガンマ線について数MeV以下であるが、バルク遮蔽、ストリーミング、スカイシャインと幅広く問題を取り上げ、バルク遮蔽については原研FNSで行われたコンクリートや鉄に対する実験等を、ストリーミングについてはETNA施設(Societa Richerche Impianti Nucleari,Italy)で行われた2回屈曲ダクト実験やKansas州立大で行われたガンマ線直円筒ダクト実験等を、スカイシャインについては東大の弥生炉による実験とKansas州立大で行われたCo線源による実験を本コードで解析し、全問題に対して線量当量率や反応率のような積分値についてモンテカルロ法としての統計精度10%以内で解析を行うことができた。

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