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の変化量の評価長家 康展; 森 貴正; Brown, F. B.*
モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.105 - 115, 2004/12
微分演算子サンプリング法に基づくモンテカルロ摂動法は炉物理量の小さな変化料や感度を求めるために広く使われている。この手法は固定源問題では非常に有効であるが、固有値問題では核分裂源分布も摂動により変化するために困難が生じる。ほとんどのモンテカルロコードでは摂動が印加された後も核分裂源分布は変化しないと仮定している。最近、核分裂源分布変化による摂動量を評価する手法が提案された。この手法では核分裂源の微係数に対する付加的重みはサイクルごとに規格化され、摂動量は規格化された付加的重みをサイクル間で伝播することにより求められる。この手法とさまざまな体系における本手法の計算結果をレビューし、この手法が実効増倍率の摂動計算において非常に有効であることを確認した。
熊田 博明; 山本 和喜; 村山 洋二; 松村 明*; 中川 義信*
モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.185 - 194, 2004/12
原研の研究用原子炉であるJRR-4の医療照射設備を利用してホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が行われている。原研では、BNCTによる中性子ビーム照射によって患者に付与される吸収線量を数値シミュレーションによって正確に評価することのできるBNCT線量評価システム(JCDS)を開発した。JCDSは、ファントム実験値,JRR-4で実施されたBNCTの臨床データ等との比較検証を経て公開コードとして2002年に公開し、実際のBNCTの臨床研究に2003年から適用されている。現在JCDSは、より高精度な線量計算を効率的に実行するため、MCNP5のメッシュタリーへの対応,PCクラスタと組合せた高速計算環境の構築等のさらなる高度化を進めている。
中島 宏; J-PARC安全グループ
モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.75 - 83, 2004/12
大強度陽子加速器計画施設における、放射線安全上の課題に対する対策・方針、それによる設計目標の考え方,設計条件の設定,遮蔽設計・安全評価に用いる手法及びその精度検証、そして最後に施設設計の現状を報告する。
桜井 健; 小迫 和明*; 森 貴正
モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.168 - 176, 2004/12
ウラン濃縮施設等からは、ウランを含む廃棄物(以下、「ウラン廃棄物」)が発生する。このうち、ウラン濃度が低い廃棄物については浅地中処分が可能とされている。放射性廃棄物の処分においては廃棄物にかかわる精度の高い放射能評価が必要となることから、ウラン廃棄物の浅地中処分等を進めるためには、検出感度が高くかつ迅速なウラン濃度の検認法の開発が不可欠となる。このため、本研究では光核反応を用いるウラン濃度の非破壊検認法の概念検討とこれに必要となる計算コードの作成を行った。まず、概念検討に用いるために、中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVPを改良し、光核反応とその結果発生する光中性子の輸送を取り扱う機能を付加した。このコード用の光核反応データライブラリーは、IAEA Photonuclear Data Library等を処理して作成した。次に、検認システムの概念検討は、金属のウラン廃棄物を溶融処理して作製される金属インゴットの廃棄物を対象として実施した。その結果、深地/浅地中処分の分別レベルをはるかに下回るクリアランスレベル相当のウラン濃度にも余裕を持つ検出限界が達成可能となる見込みを得た。
桜井 淳
モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.233 - 244, 2004/12
平成16年6月7-8日に原研東海で開催された第3回モンテカルロシミュレーション研究会における研究発表の全体的評価と研究課題についてまとめたものである。