The OECD/NEA Working Group on the Analysis and Management of Accidents (WGAMA); Advances in codes and analyses to support safety demonstration of nuclear technology innovations

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.

Development of dose assessment code for accidental tritium releases; ACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 黒澤 直弘*

保健物理, 40(4), p.376 - 384, 2005/12

https://doi.org/10.5453/jhps.40.376

事故時にトリチウムが放出された場合の公衆被ばく線量評価コードとして、ACUTRIコードの開発を行った。本コードは、大気中に放出されたトリチウムガス(HT)及びトリチウム水(HTO)について評価することができ、1次プルーム及び2次プルームの大気拡散,HT及びHTOの土壌への沈着,HTの土壌での酸化,土壌からのHTOの再放出などを計算することができる。さらに、わが国の原子力安全委員会の指針に基づいた従来の線量評価手法と整合性のある線量評価が可能である。このコードを用いて、さまざまな条件下で線量を計算し、計算結果に対する入力パラメータの影響を調べるとともに、野外実験結果を用いて計算値と実験値を比較し、コードの検証を行った。

Program POD; A Computer code to calculate nuclear elastic scattering cross sections with the optical model and neutron inelastic scattering cross sections by the distorted-wave Born approximation

市原 晃; 国枝 賢; 千葉 敏; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 深堀 智生; 片倉 純一

JAERI-Data/Code 2005-004, 54 Pages, 2005/07

JAERI-Data-Code-2005-004.pdf:1.63MB

中性子または軽元素イオンと標的核との衝突における弾性散乱の角度微分断面積及び偏極分解能を、光学模型を用いて計算するプログラム(POD)を開発した。この計算プログラムは歪曲波Born近似を用いて中性子に対する非弾性散乱の角度微分断面積を計算することも可能である。これらの模型では、標的核が作る平均場を表現するためのパラメータ(光学ポテンシャルパラメータ)が最も重要な入力値である。本プログラムでは既存のパラメータを用いて、あるいは利用者が直接入力することによって計算を行うことが可能である。本レポートでは、計算方法及び入力データの説明を行い、幾つかの出力例を示す。

事故放出トリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*

JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB

D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。

ホウ素中性子捕捉療法の治療計画の作成を支援する線量評価システム; JCDSユーザーズマニュアル

熊田 博明; 鳥居 義也

JAERI-Data/Code 2002-018, 158 Pages, 2002/09

JAERI-Data-Code-2002-018.pdf:30.28MB

熱外中性子ビームを使ったホウ素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)は、脳内の深部にある悪性脳腫瘍の治療に効果があると期待されている。この熱外中性子を用いたBNCTを実施するためには、患者への照射線量を事前に評価することが不可欠である。これを踏まえ、頭部内の線量分布を計算によって求めるBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行った。JCDSは、医療画像であるCT,MRIデータを基に患者の頭部モデルを作成し、頭部内の中性子及び線の線束分布をモンテカルロ・コード:MCNPで計算するための入力データを自動作成して線量計算を行うソフトウェアである。さらにMCNPで計算した結果を再び読込み、線量分布を表示させるものである。JCDSの特徴として、(1)CTデータとMRIデータの両方を取り扱うことにより、患者の正確な頭部モデルを簡便に作成する機能,(2)日本で実施されている開頭手術を伴ったBNCTに対応し、頭部モデルの形状を編集する機能,(3)計算によって導かれた照射位置に患者を正確にセッティングするための情報を出力する機能などを有している。本報告書は、JCDS(Ver.1.0)の基本設計と線量評価手順,操作方法と各処理のデータ構造,ライブライリー構造等について記述したものである。

クリアランスレベル設定のための確率論的解析コードシステム; PASCLRユーザーズマニュアル

高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01

JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB

原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。

気体状放出トリチウムの環境媒体中拡散移行解析及び被ばく線量計算コード: TRIDOSE

村田 幹生*; 野口 宏; 横山 須美*

JAERI-Data/Code 2000-034, 214 Pages, 2000/11

JAERI-Data-Code-2000-034.pdf:7.43MB

計算コードTRIDOSEは、核融合関連施設からトリチウム(T)の気体状放出があったとき、環境への影響を評価するために開発された計算コードである。TRIDOSEは、トリチウムの大気拡散沈着蒸発散(再浮遊)大気拡散のサイクルを解析し、環境媒体中のHTO濃度は被ばく線量を評価する。コードには、トリチウムの野外放出実験を通して近年明らかになりつつあるTガス特有の環境中での挙動の多くがモデル化して取り入れられている。TRIDOSEによる計算結果は、カナダで実施されたTガスの短時間放出事故を模擬した野外実験の結果と比較され、そのモデルは検証された。また、本報告書はコードの使用マニュアルとしても使えるように配慮されている。

放射線による晩発性身体的影響と遺伝的影響を推定するための計算コードHEINPUT

外川 織彦; 本間 俊充; 益村 朋美*

JAERI-Data/Code 99-002, 59 Pages, 1999/01

JAERI-Data-Code-99-002.pdf:2.55MB

放射線による晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための計算コードHEINPUTを開発した。HEINPUTは原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)研究の一環として開発された確率論的事故影響評価コードシステムOSCAARを支援する前処理コードの一つとして位置づけられる。HEINPUTで用いたモデルは、米国原子力規制委員会の報告書「原子力発電所事故影響解析のための健康影響モデル」(NUREG/CR-4214)を基礎とし、広島・長崎の原爆改訂線量に基づくリスク算定結果などの、我が国における最新の研究成果をできる限り取り入れて修正したものである。この報告書には、晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための評価モデルの概要とHEINPUTを使用する際に必要なコード情報、ライブラリデータ、入出力データ及び使用例を含むコードマニュアルをまとめた。

MOSRA-Light; ベクトル計算機のための高速3次元中性子拡散ノード法コード

奥村 啓介

JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10

JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB

MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。

混相流工学の発展と本学会の役割

村尾 良夫

混相流, 11(3), p.203 - 204, 1997/00

混相流工学の発展における問題点の指摘と、その解決のための日本混相流学会の役割について述べる。混相流のように、現象が複雑であり、微視的に定式化されていないが、実用的には、広く使われているもので、現象把握の不確実さをいかに克服して安全に使うかが重要である。現象の研究から実用までのプロセスを概観し、その過程に含まれる「人間の判断」はどのようなものかを指摘する。人間の判断の誤りを減らすためには、多数の専門家が関与するのが有効であることから、専門家集団としての学会の役割を論ずる。