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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。
篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明
JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01
JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB
高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。
岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.789 - 792, 2006/06
被引用回数：6 パーセンタイル：43.85(Instruments & Instrumentation)J-PARC施設遮蔽では、詳細計算手法として、モンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITS等を用いている。これら設計コードの計算精度を検証し、設計への適用性を検討するには、厚いターゲットから前方方向に放出される中性子のエネルギースペクトル実験データが重要である。しかし100MeVを超える入射エネルギー,前方方向の実験データはほとんどないのが現状である。そこで本研究では、設計コードの計算精度を検証することを目的として、大阪大学核物理研究センター(RCNP)・サイクロトロンに設置されたTOFコースにおいて、350MeV陽子入射によるTTY(Thick Target Neutron Yield)測定実験を行った。実験では、炭素,アルミニウム,鉄,鉛ターゲットから放出する前方方向の中性子エネルギースペクトルを、NE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法により測定した。実験では、測定におけるエネルギー分解能を上げるために、低エネルギー領域の測定では11.4m、高エネルギー領域では95mの飛行距離を用いた。実験結果をモンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITSコードによる計算値と比較した結果、約20%以内で再現し、現在のJ-PARC施設遮蔽設計計算が十分な精度を有していることを検証した。
吉澤 道夫; 遠藤 章
JAERI-Conf 2003-002, 166 Pages, 2003/03
JAERI-Conf-2003-002.pdf:9.79MB
本報文集は、2002年11月28-29日に日本原子力研究所東海研究所において開催された、第3回「最近の外部被ばく線量測定・評価に関するワークショップ」において報告された16件の講演の報文及び総合討論要旨を収録したものである。第3回目のワークショップは、「原研中性子標準校正施設の完成を契機に」を副題とし、原研が進めている加速器を用いた単色中性子校正場をはじめとした中性子線量計の校正技術,高エネルギー中性子に対する線量評価等、中性子に対する線量計測・評価に焦点をあて講演及び討論が行われた。本ワークショップにより、加速器中性子校正場及び高エネルギー中性子の線量評価に関する今後の研究開発課題を明確化するとともに、この分野の研究者間の情報交換によって研究の効率化を図ることができた。
高田 弘; 明午 伸一郎; 仁井田 浩二*
Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications, p.949 - 954, 2001/00
原研とKEKによる統合計画の大強度加速器施設の核設計に用いるため、核子・中間子輸送コードNMTC/JAMについて、高エネルギー核反応計算モデルの導入に関連して、発生するすべての中間子、バリオン、レプトンの輸送を取り扱う拡張を加えたほか、核子-原子核散乱断面積及び弾性散乱角度分布をより正確に扱えるように系統式を修正した。また、ビーム照射による損傷評価のためはじき出し損傷断面積評価計算機能を評価した。改良したNMTC/JAMを用いて、中性子の遮蔽体透過実験解析や厚いターゲットにおける反応率分布測定の解析を行った。前者について、NMTC/JAMによる計算結果は透過成分及び周辺への散乱成分ともに実験値とよく一致した。またGeV領域に陽子入射に関して、中性子生成量が従来よりも増加し、反応率分布について実験値との一致度が向上した。
奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎
JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03
JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB
SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。
西田 雄彦; 佐々 敏信; 高田 弘; 滝塚 貴和
Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.668 - 674, 1996/00
オメガ計画に従って加速器消滅処理システムの概念検討を進めているが、その性能予測用計算コードシステムACCLの開発及び高度化を行った。数GeV~20MeV領域のハドロン核反応・輸送過程を扱うカスケードコード(NMTC/JAERI)では、核内での核子の反射屈折効果の採用、核子-核子散乱断面積の更新、核子-原子核散乱断面積の採用全断面積の評価済データによる差し替え及び核分裂パラメータの調整等を行い加速器消滅処理システムの重要因子である核破砕中性子源の強度及び分布の予測精度を向上させた。20MeV以下では、これまでの中性子輸送コードTWOTRAN2(Sn)及びMORSE(モンテカルロ)を、高度化されたTWODANT及びMCNP4Aでさしかえ、消滅炉心の計算時間の大巾な短縮を達成した。また従来の核データライブラリENDF-B4ではなく、最新のJENDL3.2に対応する73群定数ファイルを作成し計算精度を向上させた。
森 貴正; 小迫 和明*
プラズマ・核融合学会誌, 71(12), p.1212 - 1219, 1995/12
核融合炉中性子工学では中性子及び光子束と多くの重要な反応率を予測評価するために輸送計算を行う必要がある。輸送計算法や核データとその使用法に関しては核分裂炉の開発で得られた多大な蓄積があるが、核融合炉特有の強い散乱の非等方性と極度に異方性の強い中性子場を取り扱うために、多くの改良がなされた。その結果、予測精度は飛躍的に向上した。本報では、現在国内の核融合中性子工学の分野で使用されいている輸送計算コードとそこで用いられている計算手法を解説する。また、それぞれのコードで使用される断面積ライブラリーもあわせて紹介する。
中島 宏; 長谷川 明; 鈴木 友雄
JAERI-Data/Code 95-006, 98 Pages, 1995/06
JAERI-Data-Code-95-006.pdf:2.92MB
放射性輸送コードシステムBERMUDAの中性子及び随伴中性子輸送計算サブシステムで用いる中性子群定数ライブラリーとして、JENDL-3.2核データファイルに基づいて、新しいライブラリーJ439B・BERMJ3・DATAが作成された。30核種の最新の核データに基づく遮蔽計算及び核融合炉中性子工学に係わる計算が、より精度良く行うことができるようになった。核データ処理にはPROF-GROUCH-G/Bコードシステムを用いた。本報告書では主として処理の概要と処理システムの使用上の要点について説明している。PROF-GROUCH-G/Bコードシステムに関するマニュアルが未刊のため、本報告書は同システムのBERMUDA用中性子群定数作成オプションの使用法解説書としても有用である。
鈴木 友雄*; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏
JAERI-Data/Code 94-002, 22 Pages, 1994/07
JAERI-Data-Code-94-002.pdf:0.63MB
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、空間に関する直接積分法とエネルギーに関する多群モデルとを組み合わせて、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。平成4年に第I部中性子輸送コードがJAERI1327に、平成5年に第II部ガンマ線輸送コードがJAERI-M93-143に報告された。本報告書は第III部として、随伴中性子束計算用の1次元球体系用の輸送コードの開発について報告している。計算式の導出、計算法の概要とコードの適用性テストについて述べると共に、主目的としては、コード使用マニュアルとして、ジョブ制御文と入力データの準備、さらに出力データの概略について述べている。
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。
森 貴正; 中川 正幸; 佐々木 誠*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(4), p.325 - 336, 1992/04
連続エネルギーモンテカルロ法に用いられる詳細な物理モデルに対しても高い効率を得られるベクトル化の方法を研究し、その結果を基に汎用ベクトル化連続エネルギーコードMVPを開発した。二つの典型的な問題に対して、従来のスカラーコードVIM及びMCNPと比較することによって本方法の特性を評価した。MVPコードでは95%以上のベクトル化率が達成されており、FACOM/VP-2600計算機上で従来のコードの8~22倍の計算速度が実現された。
山野 直樹*; 南 多善*; 小山 謹二; 内藤 俶孝
JAERI 1316, 307 Pages, 1989/03
中性子と光子の輸送解析を精度よく行い遮蔽安全性を評価するためのモジュール化された計算コードシステムRADHEAT-V4を開発した。このシステムは、多群の中性子と光子断面積セットを作成するモジュール、中性子と光子の輸送現象を解析するモジュール及び原子炉や遮蔽体内の放射線による原子のはじき出しやエネルギーの蓄積を計算するモジュールからなる。放射線束の角度分布を精度良く評価するための新しい方法を開発し、このコードシステムに用いた。この結果、本コードは核分裂炉や核融合炉の遮蔽問題を精度良く評価するのに使用できること、また非等方性線源や一方向に強い漏出を有する媒質中の角度束について、従来問題となっていた、負の値を発生したり振動したりする現象が発生しないことが分かった。本報告書はRADHEAT-V4の使用手引書でもある。
森 貴正; 佐々木 誠*; 中川 正幸
JAERI-M 87-123, 55 Pages, 1987/08
一次元SnコードANISNの改良版を作成した。本コードは特に、核融合炉のニュートロニクス計算でみられるような強い非等方散乱断面積を持つ物質中での中性子輸送計算において有用である。本コードでは強い非等方散乱を精度良く取り扱うために、従来のルジャンドル展開に代って、多群二重微分型断面積(DDX)を用いている。その結果、散乱後のエネルギーと散乱角の相関が多群近似の範囲で正確に考慮されている。本コードはオリジナル版の持つ機能の他に、DDXライブラリーを用いた輸送計算(固定源問題及び固有値問題)、adjoint計算、及びDDXの縮約の機能を持っている。
小手川 洋; 笹本 宣雄; 田中 俊一
JAERI-M 87-010, 28 Pages, 1987/02
連続エネルギ-モデル・モンテカルロコ-ドMCNPを用いて、JPDR遮蔽コンクリ-トにおける放射化放射能の実験値の解析、黒鉛球中・低エネルギ-中性子透過実験の解析を行ない、本コ-ドの熱中性子および熱外中性子輸送計算の精度を評価した。その結果、熱中性子スペクトルは精度良く計算できるものの、ほぼ1/Eスペクトルに近い熱外中性子スペクトルに対して過大評価する事が明らかになった。
石黒 幸雄*
JAERI-M 85-017, 298 Pages, 1985/03
原子力における様々な分野のソフトウェア開発の研究を活性化するため、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催による第1回の「原子力におけるソフトウェア開発研究会」が昭和59年9月27~28日、日本原子力研究所・東海研究所において開催された。この報告書は当研究会での報告を概括したものである。今回の研究会では第1回目としての試みもあり、(1)三次元輸送コードの開発、(2)原子力コードのベクトル化、(3)熱水力・安全解析コードに関する発表を行った。また、招待講演による発表も含んでいる。
中川 正幸; 森 貴正
JAERI-M 84-126, 74 Pages, 1984/07
モンテカルロコードMORSE-CGの改良版として開発したMORSE-DDコードに関する報告である。このコードは主に、強い非等方散乱を扱う核融合炉ニュートロニクスの計算のために作成した。断面積としては、従来Pe法に代って、二重微分型断面積ライブラリーを用いる。これによって、より精度の高い中性子輸送計算が行える上に負の中性子束やray effectの様な問題が解決される。また、本コードには新しい評価法や、外部中性子源発生リーチンが組み込まれている。
山野 直樹
JAERI-M 84-038, 116 Pages, 1984/03
遮蔽安全解析のための多群定数ライブラリをENDF/B-IVより作成した。このライブラリは代表的な遮蔽材料における超微細群定数、微細群定数、二次元ガンマ線生成断面積及び実効巨視的断面積より成っている。温度依存性については300
、560及び900Kを考慮した。散乱断面積の角度依存性は従来の有限項Legendre展開法に替り、新たな直接角度表示(DAR)法を採用した。本ライブラリJSD1000は直接アクセスデータベースDATA-POOLに格納されており、DATA-POOLアクセス パッケージによって取扱われる。本ライブラリの3824群中性子超微細群定数及び中性子100群、ガンマ線20群群定数は原子力施設の遮蔽安全解析に適用可能である。本報告にはJSD1000ライブラリの詳細な仕様及び取扱方法が述べられている。
藤村 統一郎; 松村 正弘*; 中原 康明
JAERI-M 83-144, 40 Pages, 1983/09
本稿は、三次元幾何形状における定常、多群中性子輸送問題に対する二重有限要素法に基づくガレルキン法のアルゴリズムとその特徴について述べたものである。定式化においては、現実の原子炉の形状をできる限り正確に模擬するため、空間要素として三角柱要素と四角柱要素の組合せを採用すると共に、中性子束の角度分布を滑らかに表現するため、角度空間において重なりをもつ六つの基底を採用している。本解法の特徴は境界条件を陽に記述すること、および平面の層に沿って次々と節点を走査する反復法にあり、その収束加速法の新しい提案もなされる。この解法に基づく計算コードが開発され、その概要についての解説も示される。また、今迄に実施した実在規模の問題を含む計算の経験に基づき、差分法のコードとの比較をもとに二重有限要素解の特徴が示される。
住田 健二; 関 泰
Journal of Fusion Energy, 3(5-6), p.421 - 424, 1983/00
我国における中性子工学とブランケット設計の研究の現状をとりまとめたものである。中性子工学としては原研におけるFNS、大阪大学におけるOKTAVIANの二つの14MeV中性子源を用いた積分実験の現状及び原研、大学で行われた核計算コードの現状を紹介した。ブランケット設計としては最も検討が進んでいる核融合実験炉(FER)のものを紹介した。
