Validation of PHITS spallation models from the perspective of the shielding design of transmutation experimental facility

岩元 大樹; 明午 伸一郎

EPJ Web of Conferences, 153, p.01016_1 - 01016_9, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715301016

The impact of different spallation models implemented in the particle transport code PHITS on the shielding design of Transmutation Experimental Facility (TEF) was investigated. For 400-MeV proton incident on a lead-bismuth eutectic target. An effective dose rate at the end of a thick radiation shield (3-m-thick iron and 3-m-thick concrete) calculated by the Lige intranuclear cascade (INC) model version 4.6 (INCL4.6) coupled with the GEM code (INCL4.6/GEM) yields 1.5 times higher than the Bertini INC model (Bertini/GEM). A comparison with experimental data for 500-MeV proton incident on a thick lead target shows that the INCL4.6/GEM is in fairly good agreement with the experiment, which suggest that the prediction accuracy of INCL4.6/GEM would be better than that of Bertini/GEM. In contrast, it is found that the dose rates in beam ducts in front of targets calculated by the INCL4.6/GEM are lower than those by the Bertini/GEM. Since both models underestimate the experimental results for neutron-production double-differential cross sections at 180 for 140-MeV proton incident on carbon, iron, and gold targets, we conclude that it is necessary to allow for a margin of uncertainty caused by the spallation models, which is a factor of two, in estimating the dose rate induced by neutron streaming through a beam duct.

Characterization of the PTW 34031 ionization chamber (PMI) at RCNP with high energy neutrons ranging from 100 - 392 MeV

Theis, C.*; Carbonez, P.*; Feldbaumer, E.*; Forkel-Wirth, D.*; Jaegerhofer, L.*; Pangallo, M.*; Perrin, D.*; Urscheler, C.*; Roesler, S.*; Vincke, H.*; et al.

EPJ Web of Conferences, 153, p.08018_1 - 08018_5, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715308018

欧州原子核研究機構(CERN)の放射線モニタとして、中性子、陽子、線等の様々な放射線に対して有感な空気入り電離箱PTW-34031(PMI)が使用されている。PMIの各放射線に対する応答関数の計算では、CERNが開発を支援している放射線輸送計算コードFLUKAが用いられている。本研究では、このうち高エネルギー中性子に対するPMIの応答関数の精度検証のため、大阪大学核物理研究センター(RCNP)のLi(p,n)反応を利用した準単色中性子照射場において、100-392MeVの準単色中性子に対するPMIの応答関数を測定した。その結果、200MeV以下の準単色中性子照射において、中性子エネルギースペクトルの測定値を線源としたFLUKAによる応答関数の計算値と実験値はよく一致しすることがわかった。一方、250及び392MeVの場合、中性子場にLi(p,n)反応から生成するの崩壊に伴う線が混在するため、中性子のみを線源とした計算値は実験値を過小評価することがわかった。

Continuous energy adjoint transport for photons in PHITS

Malins, A.; 町田 昌彦; 仁井田 浩二*

EPJ Web of Conferences, 153, p.06001_1 - 06001_9, 2017/09

BB2015-2674.pdf:0.21MB

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715306001

Adjoint Monte Carlo can be an efficient algorithm for solving photon transport problems where the size of the tally is relatively small compared to the source. Such problems are typical in environmental radioactivity calculations, where natural or fallout radionuclides spread over a large area contribute to the air dose rate at a particular location. Moreover photon transport with continuous energy representation is vital for accurately calculating radiation protection quantities. Here we describe the incorporation of an adjoint Monte Carlo capability for continuous energy photon transport into the Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS). An adjoint cross section library for photon interactions was developed based on the JENDL-4.0 library, by adding cross sections for adjoint incoherent scattering and pair production. PHITS reads in the library and implements the adjoint transport algorithm by Hoogenboom. Adjoint pseudo-photons are spawned within the forward tally volume and transported through space. Currently pseudo-photons can undergo coherent and incoherent scattering within the PHITS adjoint function. Photoelectric absorption is treated implicitly. The calculation result is recovered from the pseudo-photon flux calculated over the true source volume. A new adjoint tally function facilitates this conversion. This paper gives an overview of the new function and discusses potential future developments.

Shielding experiments of concrete and iron for the 244 MeV and 387 MeV quasi-mono energetic neutrons using a Bonner sphere spectrometer (at RCNP, Osaka Univ.)

松本 哲郎*; 増田 明彦*; 西山 潤*; 岩瀬 広*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; 八島 浩*; 嶋 達志*; et al.

EPJ Web of Conferences, 153, p.08016_1 - 08016_3, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715308016

200MeV以上の準単色中性子に対するコンクリート及び鉄遮蔽体透過後の中性子エネルギースペクトルをボナー球スペクトルメータ(BSS)を用いて測定した。246及び389MeVの陽子-Li反応を用いて準単色中性子を生成し、コンクリート及び鉄遮蔽体の厚さを、それぞれ25-300cm及び10-100cmとした。100-387MeVのエネルギーを持つ準単色中性子を用いて実測したBSSの応答関数とアンフォールディングコードMAXEDを用いて、遮蔽体透過後の中性子エネルギースペクトルを導出した。その際、放射線輸送計算コードMCNPXを用いてBSSと遮蔽体の間の中性子多重散乱の効果を評価し、中性子エネルギースペクトルの補正を行った。その結果、エネルギースペクトルの実験値からコンクリート及び鉄遮蔽体の厚さに対する線量当量の変化を得ることができた。また、244MeVの中性子をコンクリートへ入射した場合、50cm以下の厚さにおいて線量当量に対する中性子多重散乱の影響が大きいことがわかった。

Measurements and analyses of the distribution of the radioactivity induced by the secondary neutrons produced by 17-MeV protons in compact cyclotron facility

松田 規宏; 泉 雄一*; 山中 吉之*; 丸藤 俊之*; 山田 正明*; 大石 晃嗣*

EPJ Web of Conferences, 153, p.07001_1 - 07001_6, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715307001

Measurements of reaction rate distributions of secondary neutrons produced by 17-MeV protons were conducted at a compact cyclotron facility with the foil activation method. The experimentally obtained distribution suggests that the target and the deflector as components of the cyclotron are principal beam loss points. The experimental data are compared with the results by the Monte Carlo simulation. The calculated results from the deflector based on the assumption of the beam loss rates were about 3 times higher than the experimental ones. This result implies that the overestimation may results from indeterminate beam loss rates at the deflector.

JENDL-4.0/HE benchmark test with concrete and iron shielding experiments at JAEA/TIARA

今野 力; 松田 規宏; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

EPJ Web of Conferences, 153, p.01024_1 - 01024_6, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715301024

2015年11月に公開されたJENDL-4.0/HEの中性子入射データベンチマークテストとして、原子力機構TIARAでの40MeV、65MeV準単色中性子によるコンクリートと鉄の遮蔽実験の解析を行った。解析には、モンテカルロコードNCNP-5とNJOY2012で作成したJENDL-4.0/HEのACEファイルを用いた。その結果、JENDL-4.0/HEを用いた計算はコンクリート遮蔽実験をよく再現するものの、鉄遮蔽実験を過小評価することがわかった。核データを詳細に調べた結果、JENDL-4.0/HEのFeの弾性散乱外断面積が65MeV付近で大きく、これが鉄遮蔽実験での過小評価の原因であると考えられる。

Investigation of main radiation source above shield plug of Unit 3 at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

平山 英夫*; 近藤 健次郎*; 鈴木 征四郎*; 谷村 嘉彦; 岩永 宏平*; 永田 寛*

EPJ Web of Conferences, 153, p.08010_1 - 08010_3, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715308010

福島第一原子力発電所3号機のシールドプラグ上は高線量率となっており、この主要な線源を調査するために鉛製コリメータ付CdZnTe検出器を用いて光子線の波高分布を測定した。その結果、低エネルギー光子線の寄与が大きいことがわかった。0.662MeV光子のピーク計数率から、60cm厚コンクリート製のシールドプラグ1層目下部のCs-137放射能密度は、8.110 5.710Bq/cmであると評価された。Cs-137が、半径6mのシールドプラグの下部隙間に、シールドプラグ上5箇所で評価した放射能密度の平均値2.610Bq/cmで均一に付着しているとすると、Cs-137の合計放射能は30PBqと見積もられる。