中性子・光子輸送モンテカルロコードMCNP

Neutron/photon Monte Carlo transport code MCNP

佐藤 聡

Sato, Satoshi

応用物理学会放射線分科会シンポジウムにて、放射線・粒子シミュレータの最新動向として、MCNPの適用事例について紹介する。MCNPは、主として、原子炉や核融合炉、加速器施設等の放射線発生装置の放射線遮蔽計算、原子炉の臨界計算等に使用されている。本講演では、最新の適用事例として、核融合炉の遮蔽計算での適用事例を紹介する。核融合炉では、複雑で大規模な計算形状を用いて遮蔽計算を行っている。自動的に正確な計算形状作成を実現することを目的として、3次元CADデータからMCNPの形状入力データを自動的に作成するコードの開発が、各国にて行われている。CADデータからMCNPの形状入力データ作成プログラム及びそのプログラムを用いて作成した国際熱核融合実験炉(ITER)のMCNPの形状入力データ、その解析結果に関して紹介する。また、ITERでは運転停止後、ハンズオンアクセスによるメンテナンスが必要な機器が存在し、運転停止後の崩壊線による線量率を精度よく評価する必要がある。従来の手法では、MCNPの形状セルのサイズが大きくなると線量率の計算結果に大きな誤差が生じる。そこで、MCNPの線を発生させる箇所と核データファイルを変更し、即発線を崩壊線に置換え、中性子による核反応が発生した位置から崩壊線を発生させて輸送計算を行うことにより、線量率を精度よく計算する手法がITER計画の中で整備された。本手法の詳細、及び計算結果の例も本講演で紹介する。

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