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奥野 浩; 山本 一也
JAEA-Review 2020-066, 32 Pages, 2021/02
JAEA-Review-2020-066.pdf:3.01MB
国際原子力機関(International Atomic Energy Agency、略称: IAEA)は、アジア原子力安全ネットワーク(Asian Nuclear Safety Network、略称: ANSN)の活動を2002年から実施している。その一環としてANSNの下に原子力あるいは放射線災害を対象とする平時の備えと緊急時への対応に関するグループ(Topical Group on Emergency Preparedness and Response、略称: EPRTG)を2006年に設立した。EPRTGの提案に基づきIAEAは2006年から2017年までの12年間に23件のアジア地域ワークショップを実施した。緊急時対応に関するテーマ分野には、原子力防災訓練,緊急時医療,原子力・放射線緊急事態後の長期的対応,国際協力,国の原子力防災体制整備などがあった。日本原子力研究開発機構は、RPRTG設立当初からコーディネータを輩出し、その活動を主導してきた。本報告書は、EPRTGの提案に基づきIAEAが2017年までに実施したアジア地域ワークショップの概要をまとめたものである。
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MBJAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
and W(CO)Usoltsev, I.*; Eichler, R.*; Wang, Y.*; Even, J.*; Yakushev, A.*; 羽場 宏光*; 浅井 雅人; Brand, H.*; Di Nitto, A.*; D
llmann, Ch. E.*; et al.
Radiochimica Acta, 104(3), p.141 - 151, 2016/03
被引用回数：31 パーセンタイル：95.03(Chemistry, Inorganic & Nuclear)周期表第6族元素で最も重いSgのヘキサカルボニル錯体の熱的安定性を調べることを目指して、短寿命MoおよびW同位体を用いてヘキサカルボニル錯体を合成し、その合成および解離条件を調べた。チューブ状の反応装置を用いてヘキサカルボニル錯体を解離させ、第1解離エネルギーを導出できるかテストした。第6族元素のヘキサカルボニル錯体の解離を調べるには、反応表面として銀が最適であることがわかった。Mo(CO)およびW(CO)の解離が起こる反応表面温度は、それらの第1解離エネルギーと相関があることがわかり、この方法を用いてSg(CO)の第1解離エネルギーを決定できる見通しを得た。
長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸
JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。両コードは正確な物理モデル,詳細な幾何形状表現法,分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル,幾何形状表現法,新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
Cao, X.; 須崎 武則; 久語 輝彦; 森 貴正
JAERI-Tech 2003-069, 36 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-069.pdf:3.77MB
燃料棒の貯蔵と輸送に関する臨界安全性の観点から、日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCAを用いて、水ホールの大きさ,水ギャップ幅,軽水対燃料体積比及び軽水減速材の非一様配置の反応度への影響を評価する実験が行われている。本研究では、軽水減速材の体積比率と非一様配置の反応度への影響を水位反応度差法により評価するとともに、SRACコードを用いて解析評価した。実験値と解析値の持つ誤差、特に解析におけるエネルギー群モデルについて検討した。17群モデルを用いた拡散計算による解析結果は実験結果と最大数十セント以内で良い一致を示した。
前川 藤夫; 今野 力; 和田 政行*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 前川 洋
JAERI-Research 95-018, 112 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-018.pdf:4.45MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)の一環として、D-T中性子照射された大型SS316/水体系におけるバルク遮蔽実験が原研FNS施設で行われ、実験の詳細が本レポートの別刷である第1部に述べられている。本レポート、第2部では、この実験解析の方法とその結果、および計算結果と実験値との比較をまとめたものである。解析には2つの輸送計算コードMCNP-4とDOT-3.5、およびJENDL-3.1とJENDL-3.2に基づく断面積ライブラリを用いた。その結果、SS316/水遮蔽体の中性子、2次
線の双方に対する遮蔽能について、JENDL-3.2を使用したMCNP計算、自己遮蔽を考慮したDOT計算(中性子125群+線40群)により、14MeV~熱エネルギーまでの中性子束、線核発熱を約20%以内の精度で予測できることがわかった。
前川 藤夫; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋
JAERI-Research 94-044, 143 Pages, 1994/12
JAERI-Research-94-044.pdf:5.16MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)の一環として、D-T中性子照射された大型SS316体系におけるバルク遮蔽実験が原研FNSで行われ、実験の詳細が本レポートの別刷である第1部に述べられている。本レポート、第2部は、この実験解析の方法とその結果、および計算結果の実験値との比較をまとめたものである。解析には2つの輸送計算コード、MCNP-4とDOT-3.5、およびJENDL-3.1に基づく断面積ライブラリを用いた。その結果、中性子、線の双方に対して次のことが分かった。(i)MCNPによる計算は数十%の範囲内で実験値を再現する。(ii)自己遮蔽補正因子を考慮したDOTによる計算値はMCNPの値と約20%以内で一致する。(iii)エネルギー群数による影響はさほど大きくない。(iv)自己遮蔽補正を考慮しないDOT計算ではMCNP計算に比べて実験体系深部での線核発熱を2~3倍過小評価する。
森 貴正; 中川 正幸
JAERI-Data/Code 94-007, 152 Pages, 1994/08
JAERI-Data-Code-94-007.pdf:3.92MB
高速高精度中性子・光子輸送モンテカルロ計算の実現のために、新しいベクトル化アルゴリズムを開発し、ベクトルスーパーコンピュータFACOM VPシリーズ用に、2つのモンテカルロコードMVPとGMVPを開発した。前者は連続エネルギー法、後者は多群法に基づいている。これらのコードの計算速度はFACOM VP-2600上で多くの問題に対して、既存スカラーコードの10倍以上の高速化を実現している。両コードは汎用コードとして必要な機能(物理モデル、幾何形状表現法、分散低減法等)を有している。また、ベクトルスーパーコンピュータだけでなく、ベクトル-パラレル方式のスーパーコンピュータ上での並列計算やUNIXをOSとするワークステーション上での実行も可能となっている。さらに、連続エネルギー計算のために、主にJENDL3に基づいた多くの核種の核データライブラリーも用意されている。
中川 正幸; 森 貴正
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.692 - 701, 1993/07
被引用回数：33 パーセンタイル：92.44(Nuclear Science & Technology)ベクトル化モンテカルロコードを用いて商用PWR及び高速原型炉の全炉心計算を行った。幾何形状は多重格子表現を用いてピンレベルまで正確にモデル化した。計算したパラメータは実効増倍係数、制御棒価値、出力分布等である。多群及び連続エネルギーコードを用いて計算し両者の結果を比較した。小さな分散を達成するため100万の中性子を追跡した。この結果高速ベクトル化コードは実効増倍係数、集合体出力、いくつかの反応度価値を現実的な計算時間で行えることが明らかになったが、従来のスカラーコードではこの様な大規模な問題を解くことは困難である。また目標設計精度を達成するのに必要なヒストリー数を評価し、ピン出力や小さな反応度価値計算のためには1千万オーダーのヒストリーが必要であることを示した。
森 貴正; 中川 正幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1061 - 1073, 1992/11
厚さ3mの鉄平板体系中の14MeV中性子深層透過計算ベンチマークをJENDL-3およびENDF/B-IVとベクトル化連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。さらに多群計算も行い結果を比較した。鉄平板中のいくつかの位置における中性子スペクトルと平均断面積の参照解が得られた。これらはMVPコードによる高速計算によって高い統計精度で評価できた。JENDL-3とENDF/B-IVの比較では共鳴領域の中性子束に最大1桁の差異がみられた。295群および125群のJSSTDL/J3ライブラリーによる多群計算は断面積の谷でのストリーミング効果を過小評価し、その結果3mの位置では24keV以上の中性子束に対して連続エネルギー法と比較して2桁以上の過小評価となった。平均断面積の空間依存性を考慮することによってこの過小評価は約1桁まで減少した。しかし、多群法によってストリーミング効果を正確に評価するのはかなり困難であることが明らかになった。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏
JAERI 1327, 110 Pages, 1992/05
核融合炉遮蔽ベンチマーク実験の解析,一般の原子炉施設等の高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各典型的形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線、あるいは随伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。コードの適用性テストはFNSを用いて行ったベンチマーク実験の解析によって行った。本報告書の第I部では、4個の中性子輸送コードBERMUDA-1DN、同-2DN、同-2DN-S16及び同-3DNの使用マニュアルとして、計算法、適用性検討結果、群定数ライブラリー、使用に際してのジョブ制御文と入力データの準備について述べた。
奥野 浩; 奥田 泰久*
JAERI-M 91-107, 49 Pages, 1991/08
粉末状またはスラリー状燃料の非均質効果を調べるために小さな1つの燃料塊とその周囲の水からなる微小な燃料セルの反応度を計算する。燃料の種類は低濃縮の二酸化ウラン燃料で、冠水状態を想定する。水と燃料の体積比を一定のまま燃料塊の大きさに応じてセルを小さくしていく。燃料塊の大きさ0の極限を均質と見なす。超多群エネルギーの中性子輸送方程式を衝突確率法で解く方法を用いて反応率を計算する。衝突確率の計算はRABBLEコード(高速群側)及びTHERMOSコード(熱群側)を球状セルに拡張して実施する。無限増倍率及び四因子と、その均質系からの変化割合を求める。低濃縮度(3~10wt%)の二酸化ウラン球状燃料と水からなる配列系では、平均濃度が同一としてそれを均質とみなすと、燃料粒径が2mmでも反応度を2%程度低く見積ること及びその主因子は共鳴を逃れる確率にあることが計算の結果明らかになった。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 梅田 健太郎*
JAERI-M 86-153, 99 Pages, 1986/11
JRR-3改造炉の遮蔽解析手法で採用されている各種の解析パラメ-タを数値的に評価した。評価対象はSn法におけるエネルギ-群数、空間メッシュ数、角度分点数、ブ-トストラップ繋ぎ巾、および線源である。また遮蔽材の減衰曲線を求めた。
関 泰; 飯田 浩正
JAERI-M 8818, 21 Pages, 1980/04
核融合炉核設計に関連した40核種についての中性子とガンマ線の結合断面積セットを二組作成し使用してきた。どちらのセットも同じ42群中性子-21群ガンマ線のエネルギー群構造を有しP
までのルジャンドル散乱項を含んでいる。また両者ともに同じ40核種を収納している。しかしながら二組のセットを作成する際に用いた核データと計算法は大きく異なり、これらについて明らかにする。これらのセットを作成する際に行った多群断面積作成計算コードの改良についても簡単に述べる。二組のセットを用いて行った計算結果の比較より不一致と問題点を明らかにした。これらの問題点の改善法を提案した。
