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小山 謹二; 山野 直樹; 宮坂 駿一
JAERI-M 8229, 62 Pages, 1979/05
使用済燃料などの輸送容器、再処理工程における線源評価コードを開発した。同位体元素の生成、消滅計算はORIGENで行なっている。遮蔽詳細設計に必要な中性子エネルギースペクトルについては自発核分裂中性子源及び任意のアクチニド核種を軽元素との(
、n)反応による寄与が計算できる。そのため角度依存(、n)断面積は統計模型を用いた計算により8核種(
Be、
B、B、
C、
N、
O、
O、F)についてデータライブラリーを作成した。ORIGENで用いらている炉内中性子スペクトル指標の他に、各反応別の一群断面積の使用を可能として、より正確な燃焼条件を取扱える。遮蔽計算コードQAD-P5,ANISN-JR,DOT-IIIの線源入力形式に一致した線源データを与えることが可能である。
龍福 廣; 沼宮内 弼雄; 宮坂 駿一; 南 多善*
JAERI-M 8171, 136 Pages, 1979/03
本プログラムはガンマ線スカイシャイン計算のために、輸送計算コードANISNおよびDOT、点積分核法計算コードG-33およびSPANを簡単かつ有効に使用するために作成された。各コードの入力形式は共通の形式に統一されており、入力方法の簡易化のために計算体系のパターン化および標準データファイルの採用などが行われている。また、複雑な線源および遮蔽条件を取り扱うために、各コードを互いに結合して使用する結合計算法が可能である。
線生成断面積データ検索システム「PHOBINS」の開発長谷川 明; 小山 謹二; 井戸 勝*; 堀田 雅一*; 宮坂 駿一
JAERI-M 7779, 137 Pages, 1978/08
本報告書は、シグマ委員会の炉定数専門部会・遮蔽定数ワーキンググループにおける1976年度作業の一環として行った、2次の線生成断面積データ検索システム「PHOBINS」の開発について、その詳細を述べたものである。PHOBINSシステムは、線生成断面積の現状のデーターの把握と、それらのデータの使用にあたっての判断基準をデータ利用者に迅速に提供できるようなシステムを目指して開発された。本システムは2次線生成インデックス・データファイル及びそのユーティリティーコード「CREA」、「UPDT」、「REF」、「BACK」のそれぞれ、作成、変更、検索、退避を行うプログラムから成り立っている。本レポートは、このシステムを使用する上でのReference Manualとしてまとめた。
朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01
被引用回数：7原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。
朝岡 卓見; 宮坂 駿一
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.603 - 609, 1977/08
被引用回数：0モンテカルロ法による隠蔽計算の実用的分散低減手法として、粒子飛行方法についての簡単なバイヤス法を新しく開発した。散乱された粒子のうち、進行方向が検出器へ向かっていないものは、その粒子の重みが最初の粒子源の重みに比べて十分小さくて、もはや重要でない場合にはkillされる。このようにして、検出器反応率を精度良く求めるために必要な粒子サンプル数を減らすのである。 この手法を多群中性子・ガンマ線輸送計算コードMORSEに組み込み、テスト計算を球状の高速中性子体系に対して行った。その結果、このバイヤス法は、中性子透過問題ばかりでなく、中性子倍増問題にも分散低減の機能を果すことが明らかにされた。すなわち原子炉の有効増倍率も中性子束も、path-length stretching法と比べ、同じ計算時間でより精度良く求められている。さらに、この粒子飛行方向バイヤス法は、他の分散低減手法と組み合わすことにより、より効果を現すことも示されている。
小山 謹二; 南 多善*; 田次 邑吉; 宮坂 駿一
JAERI-M 7155, 87 Pages, 1977/07
RADHEAT-V3は、原子炉及び遮蔽体と放射線の相互作用を解析するための総合コードシステムであり、中性子に関してはENDF/B、2次ガンマ線生成データに関してはPOPOP4ライブラリーをそれぞれ基礎データとし、中性子とガンマ線結合群定数を作成し、これを用いて輸送発熱計算を行なう。このシステムの持つ機能の概要を以下に示す。(1)中性子に関する群定数(発熱定数を含む)の作成、(2)ガンマ線の輸送群定数と2次ガンマ線生成断面積の作成、(3)1次元輸送計算コードによる中性子及びガンマ線束の計算と縮約、(4)群定数、中性子及びガンマ線束の作図。この報告は、RADHEAT-V3のユーザ・マニュアルとしてまとめたものであり、種々のオプションを使用するために必要な入力データとその定義をまとめている。
宮坂 駿一; 南 多善*
JAERI-M 6936, 46 Pages, 1977/03
GAMLEG-JRはSn輸送計算コ-ド用の多群光子断面積作成コードとして開発されたGAMLEGを改造したものである。GAMLEGでは光電効果、電子対生成およびコヒーレント散乱断面積を入力データとして用意しなければならないが、GAMLEG-JRでは原子番号Zの関数として表わす経験式を用いて、これらの断面積を求めるよう変更した。またGAMLEG-JRは群定数化されたガンマ線発熱定数(KERMA)も求められるようプログラムの改造が行なわれている。また、原典では、遷移断面積の積分方法が低エネルギー領域で高次のルジャンドルモーメントに対して適切でなくなるので、本コードではその積分法を変更した。本コードで計算された群定数を理論値等と比較しその計算精度が評価された。
田次 邑吉; 岡田 高光*; 南 多善*; 宮坂 駿一
JAERI-M 6935, 55 Pages, 1977/03
SUPERTOG-JRは、(a)中性子輸送計算用の群定数の作成、および(b)中性子反応による発熱定数と原子はじき出し定数を作成するコードである。(a)の機能は非弾性散乱マトリックスの作成で、連続領域でレベル密度モデルのオプションを追加した他はSUPERTOGと同じである。(b)の機能は今回新たに付け加えられたものである。発熱定数は中性子反応による発熱を計算するもので、熱設計の基本となる。原子はじき出し定数は中性子の衝突によって生じたPKA(Primary Knock-on Atom)がカスケードの過程で何個の原子をはじき出すかを計算するもので、Lindhardのモデルによっている。これは材料の健全性の推定の為の基礎的な研究である。
小山 謹二; 田代 晋吾; 南 多善*; 筒井 恒夫; 出田 隆士; 宮坂 駿一
JAERI-M 6954, 42 Pages, 1977/02
1次元輸送計算コ-ドANISNは、散乱の異方性を高次のルジャンドル展開頃まで扱う事ができ、遮蔽解析に広く使用されている。遮蔽計算への適応性を高め、使い易くするために、ANISNに 1)検出器のレスポンスから反応率の空間分布を計算する。2)中性子およびガンマ線のエネルギー・スペクトルの空間依存性を考慮し、任意の領域の平均断面積を作成する、そして3)エネルギー・スペクトル、反応率の空間分布の作図、などに代表される機能を追加した。この報告は、ANISN-JRのユーザー・マニュアルとして書かれたものであり、種々のオプションを使用するために必要な入力データと、その定義を纏めている。
近似小山 謹二; 奥村 芳弘*; 古田 公人*; 宮坂 駿一
JAERI-M 6928, 116 Pages, 1977/02
代表的な核種および物質を対象として、中性子100群、ガンマ線20群、P近似にて汎用性のある遮蔽材用群定数として下記を作成した。(1)無限希釈中性子群定数セット (2)遮蔽材に関する中性子・ガンマ線結合群定数セット (3)(2)の結合群定数をANISN-JRで直接使用出来る群独立型ファイル
朝岡 卓見; 中原 康明; 堀上 邦彦; 西田 雄彦; 鈴木 忠和; 田次 邑吉; 宮坂 駿一; 弘田 実彌
Nuclear Science and Engineering, 59(4), p.326 - 336, 1976/04
被引用回数：3モンテカルロ法で原子炉体系の固有値を求める際の反復計算過程の収束加速のため、粗メッシュ再釣合法が導入された。1バッチの中性子ヒストリーについての計算終了毎に、原子炉の各粗メッシュ領域で中性子の釣合が保たれるように中性子束に掛けられる因子が計算される。この再釣合因子を、次のバッチ計算の最初に、各粗メッシュ領域の核分裂中性子源の重み(強度)に掛ける。この粗メッシュ再釣合法を使った計算例は、この方法が各粗メッシュについての中性子源とか損失を、通常のモンテカルロ計算より正しく求める、新しいサンプリング法であることを示している。
石川 寛; 五十嵐 信一; 桂木 学; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 大竹 巌*; 門田 一雄*; 菱田 久志*; 佐野川 好母; 幾島 毅; et al.
日本原子力学会誌, 17(7), p.329 - 348, 1975/07
表題の件につき原子力コード委員会を中心に特集記事作成を依頼され、まとめたものである。各データおよび炉定数,中性子の拡散と輸送,遮蔽,燃焼および燃料サイクル,動特性および制御,熱流力,構造解析,工学的安全性,燃料挙動,環境安全性,運転監視,炉心管理,核融合について述べた後、将来の展望について述べている。
安藤 良夫*; 宮坂 駿一; 竹内 清*
日本原子力学会誌, 17(2), p.57 - 65, 1975/02
北太平洋上で臨界・出力上昇試験に入った原子力船「むつ」は、9月1日放射線漏れという事態を生じた。その後船上で調査が行なわれ、一次遮蔽体から多量の中性子が漏れていることが判明した。運輸者と科学技術庁は合同で「むつ放射線しゃへい」技術検討委員会を設置し、この原因を技術的に調査、検討することとした。船上への調査班の派遣、調査班の持帰った調査データの原研、船研での解析、その検討等を経て49年11月5日遮蔽小委員会の中間報告が出された。この中間報告は、後に最終報告が出るとしても細部の解析が若干加わる程度で、問題案の大半は解明されたともいえるため、本稿ではそれらの結果をとりまとめた。
宮坂 駿一
Radioisotopes, 23(11), p.670 - 690, 1974/11
RIを使用する研究者・技術者を対象にRI実験施設の設計、改造を行なう場合、遮蔽設計上考慮しなければならない諸点を、(1)遮蔽設計の考え方、(2)ガンマ線の遮蔽計算法、(3)散乱線と漏洩線の取扱い、(4)付属設備、(5)遮蔽材料策に分類し、簡単に解説したものである。
宮坂 駿一; 田次 邑吉; 岡田 高光*; 南 多善*; 井上 修二; 出田 隆士; 関 泰; 安藤 弘栄; 飯田 浩正; 藤村 統一郎; et al.
JAERI-M 5794, 71 Pages, 1974/07
原子炉構造体、遮蔽体中における放射線透過、発熱の計算を群定数作成から系統的に行なうことのできるコードシステムを開発した。本システムは、(1)中性子、ガンマ線の輸送・発熱群定数の作成、(2)2次ガンマ線生成定数の作成(3)中性子輸送計算、(4)中性子発熱計算、(5)ガンマ線輸送計算および(6)ガンマ線による発熱計算の6つの部分から構成されている。中性子、ガンマ線の輸送計算はSNコード(ANISN、DOT-2等)を用いて行なう。本コードシステムの機能および計算精度評価のため、FCA-V3集合体における実験結果を解析し、かなり良い結果を得た。
宮坂 駿一; 田次 邑吉; 井上 修二; 出田 隆士; 朝岡 卓見; 桂木 学; 弘田 実彌
第1回トピカルミーティング報文集; 高速炉物理, p.190 - 199, 1973/00
このコード・システムは、高速炉、高温ガス炉あるいは、核融合炉などの炉心内外で発生する放射線発熱量をシステマティックに計算するものである。中性子束とガンマ線束が、一次元Sn輸送コード(ANISN)で同時に計算される。発熱量は、これらの線束に、放射化断面積として中性子及びガンマ線発熱定数が掛け合わされて求められる。これらの計算のために、中性子輸送多群定数、ガンマ線輸送多群定数、二次ガンマ線生成定数、それに、中性子及びガンマ線発熱定数が作成された。計算結果は、FCA-V-3集合体におけるガンマ線束分布の測定結果と比較される。
宮坂 駿一
原子力工業, 18(5), p.4 - 9, 1972/05
放射線遮蔽の主目的は、従来生体に対する放射線防護の立場から考えられて来た。しかし高速炉や核融合炉の開発、あるいは在来炉の経済性の追求という観点から、遮蔽は放射線加熱、損傷の面で精度の良い設計をしなければならないと考えられて来た。中性子を含む遮蔽では約10%以下の精度で計算を行うことは、現状ほとんど不可能である。この原因をさぐり、現在の遮蔽研究の方向をサーベイしたのが本調査資料である。
宮坂 駿一; 金森 善彦*; 福島 穣*; 山田 毅*
日本原子力学会誌, 11(1), p.2 - 8, 1969/00
本報は、「原子力第1船遮蔽効果確認実験」がJRR-4を用いて行われた機会に、コソクリート遮蔽体にあらわれる直通および屈曲接合部からの線の漏洩に関してMockup的な実験を行なった結果の報告である。この結果は、先に報告した鉛の接合部に関する実験結果とも比較しながら整理するとともに、接合部における漏洩線のうち透過の成分を対象に、実験値とRay analysis法による計算値とを比較した。
宮坂 駿一; 金森 善彦*; 福島 穰*; 山田 毅*
日本原子力学会誌, 10(9), p.488 - 495, 1968/00
遮蔽体の接合部における放射線の漏洩計算にはLine of sight法やRay analysis法
があるが、実際面での適用には必ずしも十分ではなく、実験的な確認がしばしば必要とされる。前報の緒言でも述べたように、RIの線による実験報告はいくつか
見られるが、原子炉からの高いエネルギーの線に関する漏洩実験の報告は皆無に近い状態である。
