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論文

Development of combined system of Monte Carlo calculation and activation calculation for evaluation of decay $$gamma$$ ray dose rate in nuclear fusion reactor

佐藤 聡; 川崎 信夫*; 久米 悦雄; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.62 - 65, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875645

DT核融合炉において、遮蔽体を貫通するダクト周囲の崩壊$$gamma$$線線量率評価が重要課題である。崩壊$$gamma$$線線量率を精度よく評価するには、3次元モンテカルロ計算が必要である。誘導放射能の空間分布が崩壊$$gamma$$線輸送計算には必要であり、それらはACT-4やCINAC等の放射化計算コードを用いて中性子束分布から得られる。本研究では、モンテカルロ計算コードMCNPと放射化計算コードを結合し、崩壊$$gamma$$線線量率を評価するための系統的な計算システムを開発した。本システムでは、連続する3つの計算(モンテカルロ中性子輸送計算,放射化計算,モンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算)が系統的に行われる。本計算システムを検証するために、原研FNSを用いて森本らによって行われた崩壊$$gamma$$線線量率実験の測定結果と、計算値を比較した。本計算システムによって得られた結果は、測定結果と実験誤差(10%)の範囲内でよく一致している。本計算システムによって、核融合炉の崩壊$$gamma$$線線量率を高精度で評価可能であることが実証できた。また計算時間の飛躍的な短縮を計るため、発生線源へのバイアス化システムを開発し、本システムに組み込んでいる。単純な体系でのテスト計算の結果、2桁以上計算時間が短縮でき、開発したシステムの有効性を実証した。

報告書

原子力コードの高速化; 平成13年度

秋山 光永*; 片倉 郁茂*; 川崎 信夫*; 根本 俊行*; 鶴岡 卓哉*; 足立 将晶*; 石附 茂*; 久米 悦雄

JAERI-Data/Code 2003-009, 307 Pages, 2003/07

JAERI-Data-Code-2003-009.pdf:10.37MB

本報告書は、平成13年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、東海及び那珂研究所のスーパーコンピュータにおける高速化作業について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成13年度に10件行われた。本報告書では、中性子ラジオグラフィー3次元CT用コードNR3DCTの並列化,内部欠陥を有する材料に対する非定常熱伝導解析コードTHERMO3Dの高速化,MHD用初期化コードMHDTM_INITの高速化,核熱利用系動特性解析コードHAMBACの高速化,汎用モンテカルロ粒子輸送コードMCNP4C3の並列化,多種粒子・高エネルギー用モンテカルロ粒子輸送計算コードシステムMCNPX V2.1.5の整備,核融合炉誘導放射能計算コードCINAC-V4の整備,生体分子向け分子動力学計算コードAmber5のインストール,多次元二相流解析コードACE3DへのVisLib関数埋め込み,GS8500用実験データ処理コードシステムの移植について記述している。

論文

Experimental validation of decay heat calculation codes and associated nuclear data libraries for fusion energy

前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(1), p.53 - 62, 2001/01

https://doi.org/10.3327/jnst.38.53

核融合炉の安全設計を行ううえで、14-MeV中性子照射された機器中における崩壊熱を高精度で予測することは極めて重要である。そこで、原研FNSの14-MeV中性子源施設で取得された32種の核融合炉関連材料に対する系統的な崩壊熱実験データを利用し、崩壊熱計算精度の検証を行った。日本で開発された2つの計算コードであるACT4とCINAC、及びJENDLとFENDLの放射化断面積ライブラリ、などのテストを行った。計算値を実験データと比較した結果、2つの計算コードのアルゴリズムは正しく、また多くの放射化断面積や崩壊データは適切であることを確認した。しかし、不適当な放射化断面積、放射化断面積データの欠如、X線や転換電子エネルギーの不適切な取り扱い方法等の問題が依然として存在することがわかった。

論文

One-dimensional activation analysis of vacuum vessel of JT-60U with deuterium gas discharges

宮 直之; 西谷 健夫; 竹内 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.398 - 406, 1994/05

https://doi.org/10.3327/jnst.31.398
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

1次元円環モデルにより、JT-60U装置放射化に関する核種分析と線量当量評価を行った。真空容器周辺構造物に生成する主力核種はTFコイルの$$^{56}$$Mn、真空容器の$$^{58}$$Co、第一壁台座の$$^{60}$$Coの順に時間変化して現われる。真空容器の線量当量は、長半減期核種$$^{58}$$Co、$$^{60}$$Coで決まり、その比は、7:3である。外側TFコイルに対しトロイダル方向に一様分布を仮定した本モデルでは容器周辺での熱中性子が増大し、(n,$$gamma$$)反応に基づく$$^{56}$$Mnや$$^{60}$$Coの放射能が過大評価となる。しかしながら、Inconel-625製真空容器のJT-60Uでは、$$^{58}$$Coが主力核種となるため、コイルのモデル化の影響を受けることなく線量予測が可能である。重水素実験80週における定期点検期間(実験停止後3日後~3ヶ月後)での計算と実測は良く一致しており、反応エネルギーしきい値を持つ材料が主たる構造物であるトカマク装置においては、1次元モデルが十分適用可能であることを示した。

論文

Evaluation of skyshine dose rate due to gamma-rays from activated cooling water in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.946 - 953, 1994/00

核融合実験炉の第一壁等の冷却水は、運転中放射化され、強力なガンマ線源となる。これらの放射化冷却水は、クライオスタット等の外側まで導かれており、敷地境界での線量当量率を増大させる重要な因子である。そこで、放射化冷却水からのガンマ線による、敷地境界でのスカイシャイン線量当量率及び建家天井の遮蔽性能を評価した。誘導放射能計算コードCINAC、一回衝突線源計算コードGRTUNCL、及び二次元S$$_{N}$$コードDOT3.5を用いて、スカイシャイン解析を行った。天井の厚さを200cmとした場合、1年間の連続運転で、国際熱核融合実験炉(ITER)で想定している敷地境界(建家からの距離が1000m)での線量当量率は約5$$mu$$Sv/yとなり、ITERでの暫定的な基準値100$$mu$$Sv/yを満足する事が判った。また、建家から約250m離れる毎に、スカイシャイン線量当量率は1桁減衰する事が判った。天井の厚さ約45cmで、線量当量率は、1桁減衰する事が判った。

報告書

JT-60U重水素実験における装置放射化評価

宮 直之

JAERI-M 93-216, 70 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-216.pdf:1.94MB

大型トカマク装置JT-60Uにおける装置の核種分析とその近傍における線量当量評価を1次元円環モデルを用いて行った。計算には中性子、$$gamma$$線輸送計算コードANISN及び誘導放射能計算コードCINACを使用した。真空容器周辺構造物において線量当量に寄与する主力$$gamma$$線源核種は高マンガン鋼製のトロイダル磁場コイルケース中の$$^{56}$$Mn、インコネル625製真空容器中の$$^{58}$$Co、ステンレス(SS-316)製第一壁合座中の$$^{60}$$Coである。定期点検期間に対応する実験停止後3日~3カ月においては、$$^{58}$$Co、$$^{60}$$Coなどの長半減期核種が残留放射線の蓄積をもたらしている。重水素実験開始後2年間の放射化についての計算評価は実測とよく一致した。1次元モデルの適応性を検討し、トロイダル磁場コイル構造のモデル化に伴う誤差30%以内での線量当量評価が可能であることを示した。

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