A New developed interface for CAD/MCNP data conversion

Shaaban, N.*; 益田 福三*; Nasif, H.*; 山田 政男*; 澤村 英範*; 諸田 秀嗣*; 佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/07

CADデータは、平面及び曲面で構成されたソリッド形状の組合せで3次元立体を表現している。一方、モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNPのセル形状入力データは、基本的に平面及び曲面の要素レベルで面の特性を面方程式で定義し、これらの面要素の集合演算(ブール演算)によりセルデータを構築している。したがって、CADからMCNPの変換の際には、CADデータをそのまま用いることはできず、いったん面要素まで展開したデータを作成し、これを用いてMCNPデータへ変換することになる。この変換においては、(1)面要素の領域は明示しない、(2)面要素からのセル構成化は集合演算のみで行う、(3)凹稜線を含む場合は接続する面を統合する等のMCNP固有の方法や要求を反映させる必要がある。本研究ではParasolidフォーマットのCADファイルを、前述の要求条件を考慮してMCNP入力データに変換する効率的なアルゴリズム開発を行っている。本論文では、種々の形状データ変換に対するCAD/MCNPインターフェースに用いる基本アルゴリズムについて述べる。

HLWガラス固化体周辺の放射線場の解析

澤村 英範*; 根山 敦史*; 西村 和哉*

JNC TJ1400 2003-003, 300 Pages, 2002/03

JNC-TJ1400-2003-003.pdf:4.83MB

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体周辺において放射線の減衰効果などが、時間と場所によってどの様に変遷するのかを定量的に提示するためのデータセットを準備することを目的として、放射線場の変遷解析を実施した。解析には、モンテカルロ法によるMCNPコード(米国: LANL)及びMcBendコード(英国: UKAEA)を使用した。解析結果としては、ガラス固化体表面から約100mの間での、旧法令及び新法令に準じた線量率を算出した。解析体系については、ガラス固化体+キャニスターの体系にオーバーパックがある場合と無い場合について実施し、ガラス固化体の経過時間については、固化後1000年経過時までの解析を行った。また、モンテカルロ法による詳細な解析結果を使用して、手計算により管理区域設定の基準値を満たすコンクリート壁厚も概算した。これらの結果から、オーバーパックの有無による高レベル放射性廃棄物ガラス固化体周辺の放射線場の変遷を定量的に示すデータセットが作成できた。