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報告書

Revised version of SSCAT; Simplified shielding calculation system for high energy proton accelerator facilities

小栗 朋美*; 増川 史洋; 中根 佳弘; 中島 宏

JAEA-Data/Code 2011-026, 25 Pages, 2012/03

JAEA-Data-Code-2011-026.pdf:2.07MB

SSCATは、MoyerモデルとTeschの式によるバルク遮へい簡易計算式及びStapletonの式による中性子スカイシャイン簡易計算式に基づく、高エネルギー陽子加速器施設用簡易遮へい計算システムである。このシステムは、当初、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の概略遮へい設計に適用する目的で開発された。近年、J-PARCの使用許可申請にかかる安全評価及び他の陽子加速器施設への適用を目的として改良が行われた。本報告書では、このSSACTの改良について報告する。

論文

Estimation of radioactivity produced in cooling water at high-intensity proton accelerator facility

増川 史洋; 中根 佳弘; 岩元 洋介; 中島 宏

Nuclear Technology, 168(3), p.680 - 684, 2009/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

J-PARCの加速器施設におけるメンテナンスシナリオを検討するために、加速器冷却水中に生成される放射能量を検討した。評価においては、加速器機器における陽子・中性子束をPHITS及びMCNPXコードにより算出した。また、評価に用いた高エネルギー中性子・陽子に対する酸素の放射化断面積は、利用可能な実験値とINC/GEM, LAHETコードによる計算から求めた。さらに、冷却水中の腐食生成物からの放射能はKEK-PS及びLAMPFにおける測定値からスケーリングした。その結果、環境への影響が最も問題となるのはトリチウムであり、その量は1年間の運転により、LINACで5.9[Bq/cm$$^{3}$$](合計5.7$$times$$10$$^{7}$$[Bq])、3GeVシンクロトロンで34[Bq/cm$$^{3}$$](合計2.5$$times$$10$$^{9}$$[Bq])となり、排水濃度限度(60[Bq/cm$$^{3}$$])を下回ることがわかった。また、短寿命核種による機械室の線量率は、LINACにおいては十分低いが、3GeVシンクロトロンではおよそ1000倍大きくなり、想定どおりのビームロスで運転された場合、施設のメンテナンスのうえで対策が必要であることがわかった。

論文

Experimental studies of shielding and irradiation effects at high energy accelerator facilities

中島 宏; 坂本 幸夫; 岩元 洋介; 松田 規宏; 春日井 好己; 中根 佳弘; 増川 史洋; Mokhov, N.*; Leveling, A.*; Boehnlein, D.*; et al.

Nuclear Technology, 168(2), p.482 - 486, 2009/11

BB2007-3640.pdf:0.22MB

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.86(Nuclear Science & Technology)

米国国立フェルミ加速器研究所(FNAL)と日本の研究グループとの間で研究協力の下、高エネルギー粒子輸送計算コード開発にかかる遮蔽と放射線照射効果に関する実験的研究が、FNALにおける120GeV陽子シンクロトロンを用いて、開始された。最初の実験を、Pbarターゲットステーションの反陽子生成ターゲット及びNumi実験施設のニュートリノ生成ターゲットを用いて行った。実験では、放射化法を用いて、ターゲット周囲の遮蔽体における反応率分布を測定するとともに、液体シンチレーション検出器、ボナー球検出器、ホスウィッチ検出器など粒子検出器により予備的な測定も行った。ここでは、その予備的な実験結果について報告する。

報告書

高エネルギー中性子スカイシャイン線量簡易計算コードSHINE3の開発

増川 史洋; 阿部 輝夫*; 林 克己*; 半田 博之*; 中島 宏

JAEA-Data/Code 2006-024, 98 Pages, 2006/11

JAEA-Data-Code-2006-024.pdf:7.9MB

高エネルギー加速器施設周辺のスカイシャイン線量の評価を簡便に行える計算コードSHINE3を開発した。本コードは、粒子・重イオン輸送計算コードシステムPHITSにより計算された高エネルギー中性子による中性子・2次$$gamma$$線のスカイシャイン線量レスポンスに対して、4パラメータの近似式を適用している。この結果、本コードは、エネルギー3GeVまでの線源中性子に対し、線源点から10m$$sim$$2kmの範囲で、モンテカルロ法と同程度の精度でスカイシャイン線量評価に利用できる。

論文

高放射線環境用の架橋ゴム材料の開発

中務 定義*; 煙崎 岳*; 草野 譲一; 増川 史洋

日本ゴム協会誌, 79(9), p.429 - 434, 2006/09

高放射線環境で使用する架橋ゴムとして、従来のEPDM等の耐放射線特性を大幅に上回る特性を示すエラストマーを得る配合を開発した。放射線環境で使用するエラストマーについて、種々のポリマーの架橋ゴムを作成し、Co-60の$$gamma$$線を用いた照射試験を行い、$$gamma$$線照射前後の物理特性変化を評価・検討した。多数のポリマーの$$gamma$$線照射試験の結果を踏まえ、エラストマーの放射線曝露による特性劣化を改善するためにEPDMとIIRをブレンドし、そのポリマーに老化防止剤及び芳香族油を添加することにより、可能性に優れた架橋ゴムを得る配合を開発した。新たに開発された架橋ゴムの中で最も優れた特性を示したエラストマーは、$$gamma$$線7MGy超の照射後も、表面のブリード,ブルームも見られず、硬さ変化が少なく、なおかつ伸び率150%を確保している。

論文

Radiation shielding study for the J-PARC project

中島 宏; 柴田 徳思; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 岩元 洋介; 平山 英夫*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; 沼尻 正晴*; et al.

Proceedings of 14th Biennial Topical Meeting of the ANS Radiation Protection and Shielding Division (CD-ROM), p.267 - 282, 2006/00

大強度・高エネルギー陽子加速器コンプレックスである大強度陽子加速器施設(J-PARC)は、600MeVリニアック、1MW出力3GeVシンクロトロン,0.75MW出力50GeVシンクロトロンから構成される。これらの加速器はそれぞれ、核変換実験施設に200kW, 600MeVビームを、物質生命科学実験施設に1MW, 3GeVビームを、ハドロン実験施設に0.75MW, 50GeVのビームを供給する予定である。これらJ-PARCの特徴ゆえ、放射線遮蔽の観点からは、克服すべき問題が多数存在する。これらに対して、J-PARCでは合理的な遮蔽設計を行うために、多様な遮蔽計算手法を、それぞれ、その妥当性を検証しながら用いている。そこで、ここでは、J-PARCのために行われている放射線遮蔽研究の現状について報告する。

論文

Radiation safety design for the J-PARC project

中島 宏; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 小栗 朋美*; 中野 秀生*; 笹本 宣雄*; 柴田 徳思*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; et al.

Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.564 - 568, 2005/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.84(Environmental Sciences)

大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、世界最高出力の高エネルギー加速器施設が建設されている。そこで、施設の合理的な遮蔽設計を行うために、J-PARCの遮蔽設計では、簡易計算手法と詳細計算手法を組合せた設計手法が使われている。ここでは、J-PARCの遮蔽設計にかかわる研究の現状について報告する。

論文

$$gamma$$-ray irradiation experiments of collimator key components for the 3GeV-RCS of J-PARC

金正 倫計; 荻原 徳男; 増川 史洋; 竹田 修; 山本 風海; 草野 譲一

Proceedings of 2005 Particle Accelerator Conference (PAC '05) (CD-ROM), p.1309 - 1311, 2005/00

大強度陽子加速器3GeVシンクロトロンで使用するビームコリメータ用に放射線に強い機器の開発に成功した。ターボ分子ポンプは吸収線量が15MGyの$$gamma$$線照射試験に耐え、ステッピングモータは70MGyまで耐えることを確認した。また、PEEK材を用いた電線も10MGy以上の吸収線量でも使用可能であった。一方、ヒートパイプは30kGy以上では使用できないことが明らかとなった。

論文

Benchmark analyses of neutron streaming experiments for proton accelerator facilities

中野 秀生*; 増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄*; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.50 - 53, 2004/03

陽子加速器施設における迷路,貫通孔等の中性子ストリーミングに関する種々の評価手法に対する精度検証を行うために幾つかの計算コードを用いたベンチマーク実験解析を実施した。これにより、NMTC/JAM,MCNPX及びDUCT-IIIはJ-PARCの遮蔽設計及び安全評価における中性子ストリーミングの計算に充分適用可能であることを確認した。

論文

Analyses of streamed neutron spectra at TIARA using DUCT-III

増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 林 克己*; 秦 和夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.46 - 49, 2004/03

DUCT-IIIは、ダクト内の散乱線束の空間-エネルギー分布を表す秦の式に基づくもので、大強度陽子加速器施設(JPARC)の遮へい設計のために開発された高エネルギー中性子ストリーミング簡易計算コードである。本コードの精度検証の一貫として、DUCT-III を2回屈曲を持つTIARA迷路におけるストリーミング中性子スペクトル測定の解析に適用した。DUCT-IIIは測定された中性子スペクトル及びモンテカルロ計算を十分によい精度で再現し、線量評価には十分に適用可能であることを確認できた。ただし、DUCT-III,モンテカルロ計算ともに、熱中性子に関してはファクタ2, 3で測定値を過大評価した。

報告書

高エネルギー中性子ストリーミング計算コードDUCT-IIIの検証

増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*; 平山 英夫*; 秦 和夫*

JAERI-Tech 2003-018, 42 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-018.pdf:1.7MB

高エネルギー陽子加速器施設の遮へい設計では、膨大でかつ複雑多岐にわたる条件のストリーミング計算が必要である。それら全てを詳細計算に頼ることは困難であり、簡易計算法がしばしば用いられる。高エネルギー中性子を対象として開発された簡易ストリーミング計算コードDUCT-IIIの精度評価を目的として、2種類のストリーミングベンチマーク計算を実施した。実験値及びモンテカルロコードによる詳細計算結果との比較検討の結果、本コードが大強度陽子加速器施設のストリーミング計算に十分適用可能な計算精度を有することを実証した。

論文

Evaluation of radioactivity at accelerator tunnels for high-intensity proton accelerator facility

中根 佳弘; 増川 史洋; 小栗 朋美*; 中島 宏; 阿部 輝雄*; 笹本 宣雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1260 - 1263, 2002/08

計画中の大強度陽子加速器施設において、損失ビームによる加速器トンネル内空気及び機器冷却水の放射化量の評価は放射線安全上重要な課題の1つであり、計算を行った。空気及び冷却水中での陽子及び中性子束についてNMTC/JAM-MCNP4Aコードにより計算し、高エネルギー粒子入射による核種生成断面積について実験値,INC/GEM及びLAHETコードによる計算値から評価し、空気及び冷却水中における放射性核種生成量を求めた。排気中濃度評価では、加速器運転停止から数時間後には41Arの影響が大きいが、24時間後には7Be,3H,14Cの影響が大きいこと、冷却水中の評価では3H,7Beの影響が大きいことがわかった。また20MeV以上の核種生成断面積を一律30mbと仮定した簡易評価では、前述の評価結果と比較して空気中濃度で2-5倍,冷却水中濃度で3-10倍過大となり、高エネルギー粒子入射に対する評価済み核データの重要性が示された。

論文

Analyses of high energy neutron streaming experiments using DUCT-III

増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄; 中野 秀生*; 田山 隆一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1268 - 1271, 2002/08

NMTC/JAERI97とJENDL-3.2ベースのライブラリを用いた。MCNP4Aによる計算で整備された高エネルギー中性子アルベドを追加して、ストリーミング簡易計算コードDUCT-IIIが作成された。このコードを高エネルギー中性子ストリーミング実験の解析に適用した。本コードは非しきい反応の反応率の測定値とモンテカルロ計算を十分に再現することができた。しかしながら、しきい反応の反応率に対する再現性は不十分であった。

報告書

モンテカルロ法による核燃料集合体燃焼計算コード; MKENO-BURN

内藤 俶孝; 須山 賢也; 増川 史洋; 松本 潔; 黒澤 正義; 金子 俊幸*

JAERI-Data/Code 96-037, 70 Pages, 1996/12

JAERI-Data-Code-96-037.pdf:1.68MB

近年のBWR燃料集合体のような非均質性が強い体系において燃焼計算を精度よく行うには、非均質な効果を考慮して中性子スペクトルを正確に評価することが重要である。MKENO-BURNは、3次元モンテカルロ計算コードMULTI-KENOと、一次元燃焼計算コードUNITBURNの燃焼計算ルーチンを組み合せた燃焼計算コードである。すなわち、MKENO-BURNは、MULTI-KENOにより3次元体系における中性子スペクトルを計算して1群断面積を作成し、任意の領域の燃焼計算を行う。これによって、3次元体系での燃焼計算が可能である。本レポートは、MKENO-BURNの一般的記述と入力データの説明からなっている。

論文

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

増川 史洋; 坂本 幸夫; 植木 紘太郎*

Proc., 1996 Topical Meeting on Radiation Protection and Shielding, 1, p.432 - 439, 1996/00

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$$^{60}$$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。

論文

Monte Carlo simulation of radiation shielding by parallelized MCNP4

高野 誠; 坂本 浩紀; 増川 史洋

Proc. of the 3rd Parallel Computing Workshop; PCW 94, 0, p.P2.G.1 - P2.G.9, 1994/00

遮蔽解析に使用するモンテカルロコードの並列化に関する研究について示した。並列処理で使用する乱数としてLeap Frog法が使用されることがあるが、この手法が並列用乱数としては不適当であることがわかった。代案として、スカラー計算機で使用されている乱数ルーチンを、並列機上で不都合なく利用する方法を示した。遮蔽解析用モンテカルロコードMCACEとMCNP-4コードを並列化し、分散メモリ型並列機上で実行したところ、80%以上の並列化効率を示した。また、FORTRAN言語とUNIXコマンドのみを使って並列処理を行う手法を開発し、NFS環境下で複数のワークステーションによる並列処理が可能であることを示した。並列版モンテカルロコードの利用方法として、アナログモンテカルロ法及び数値実験の可能性について検討した。

論文

Parallelization of Monte Carlo code MCACE for shielding analysis and measurement of parallel efficiency on AP-1000 with 64 cell processors

高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝; 川添 明美*; 奥田 基*

Proc. of the Seminar on SCALE-4 and Related Modular Systems, 0, p.186 - 193, 1994/00

モンテカルロ法による遮蔽計算コードMCACEの並列計算機への適用性について検討するため、本コードを並列化した後、高並列計算実験機AP-1000上で実行し並列化による処理速度向上に関する測定を行った。最大64台のセルを使用し、基本的なプログラムフローを変えずに、比較的単純な方法で並列化を行ったが、MCACEコードでは最大52倍の処理速度の高速化が達成された。また、高速化を妨げる主要因は、セル数が多い時に問題となる並列化の不可能な部分に要する計算時間、およびランダムウォークを行う粒子数の少ない時に顕著となるセルでのアイドル時間であることが判明した。

報告書

Parallelization of MCNP4 code by using simple FORTRAN algorithms

P.I.Yazid*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 93-230, 78 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-230.pdf:2.31MB

数種のUNIXコマンドとディスクファイルに、OPEN、CLOSE、READ、WRITE文のみを利用した単純な並列処理用FORTRANアルゴリズムによりMCNP4の並列化を行った。MCNPNFSと名付けたこのコードは、MCNP4の遮蔽解析における殆ど全ての機能を引き継いでおり、計算機の機種を問わず全てのプロセッサが同一のバイナリ形式ファイルを作成可能であれば、ネットワークで結合されたUNIX動作下にある全てのワークステーションで使用できる。MCNPNFSの性能は様々な例題を用いて評価され、異なる3台のワークステーションから成るネットワーク下では58~99%の、超高速モンテカルロ装置Monte4においては46~91%の並列化効率が達成された。

報告書

高並列分散メモリ型計算機におけるモンテカルロ中性子・光子輸送計算コードMCNP4の並列化

増川 史洋; 高野 誠; 内藤 俶孝; 山崎 孝男*; 藤崎 正英*; 鈴木 孝一郎*; 奥田 基*

JAERI-M 93-210, 40 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-210.pdf:1.24MB

遮蔽解析計算速度・精度の向上を目的としてモンテカルロ中性子・光子輸送計算コードMCNP4の並列化を行い、高並列分散メモリ型計算機AP・1000においてその性能を評価した。コードを静的・動的に解析し、MCNP4の遮蔽計算機能について並列化のアルゴリズムを策定した。効果的な並列化を行うためにヒストリの各processor elementへの割当は動的に空いているものへ行うようにしたほか、通信処理の飽和を避けられるように複数ヒストリをまとめてバッチ処理を行えるようにした。サンプルとして2,000,000ヒストリで行ったキャスク解析では、512台構成のAP-1000により約82%の並列化効率が得られ、実計算速度としてもFACOM M-780の約50倍(推定)の速さが得られた。

報告書

Effects of neutron data libraries and criticality codes on IAEA criticality benchmark problems

M.M.Sarker*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 93-203, 39 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-203.pdf:1.0MB

熱中性子炉(軽水炉)に対する核データライブラリと臨界コードの効果を比較するために、IAEA臨界ベンチマーク問題の計算を行った。選択した臨界実験は、単純な幾何形状の炉心構成であるTRX-1とTRX-2である。計算は、WIMS-D/4,MCNP4,JACS(MGCL,KENO)とSRACで行った。ライブラリについては、WIMS-D/4にはオリジナルのWIMSライブラリを用い、その他のコードには、JENDL-3およびENDF/B-IVから作成したライブラリを用いた。これらのコードシステムやライブラリの相互比較をTRX-1,TRX-2のLWRベンチマーク実験により行った。TRXの炉心は、臨界超過、臨界未満の状態についても解析され、同様に比較を行った。臨界状態では解析結果はよく一致したが、臨界超過・臨界未満の状態では、ライブラリの違いによる結果の差異は臨界状態の時に比べて大きくなった。

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