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Tuya, D.; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)局所的な分散低減が必要な問題や深層透過問題に対するモンテカルロ中性子輸送計算では、計算効率を上げるため一般的にインポータンス関数の評価が必要である。本研究では、局所的な分散低減に対するインポータンス関数を評価するための新しい再帰的モンテカルロ法(RMC法)を開発した。新しいRMC法を1次元鉄平板上体系と3次元コンクリート鉄体系の2つのサンプル問題に適用した。新しいRMC法によるインポータンス関数を用いて計算された分散低減パラメータを用いて、これらの問題に対する検出器応答を評価した。分散低減法を用いたモンテカルロ計算によって得られた結果は、分散低減法を用いないモンテカルロ計算の結果とよく一致した。さらに、分散低減法を用いたモンテカルロ計算は、FOM値で比較において、数倍から10
倍の効率化を達成することができた。また、検出器位置の光学的な深さが深くなるほど計算効率が向上することもわかった。
古田 琢哉
医学物理, 41(4), P. 194, 2021/12
粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、近年における放射線の医学利用の高まりを受けて医学分野での利用例が増大しており、当該分野で有効な計算機能も開発されてきた。このような研究に関係する成果を、2021年にRadiological Physics and Technology誌で発表した「PHITSの医学物理計算への応用」と題するレビュー論文にまとめた。その後、日本医学物理学会の編集委員会より、この論文の内容を国内の関係者へ周知する紹介記事の投稿依頼があった。そこで、レビュー論文で報告したPHITSを利用した医学物理分野での応用例や有益なPHITSの機能、そしてユーザー間の情報交換の目的のために解説したPHITSフォーラムの情報等を日本医学物理学会誌で紹介する。
古田 琢哉; 佐藤 達彦
Radiological Physics and Technology, 14(3), p.215 - 225, 2021/09
PHITSユーザー数は、集計を開始した2010年以降に順調な増加傾向を示している。その中で、近年は医学物理分野における新規ユーザー数の増加が顕著となっている。そのため、PHITSを利用した数多くの研究が発表されており、その内容も放射線治療応用、施設の遮蔽計算、放射線生物学応用、医療機器研究開発等、多岐に渡っている。本稿では、これら応用研究の具体例を示しつつレビューを行うとともに、医学物理応用研究で有益なPHITSの機能を紹介する。
河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07
JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MBJAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB
原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。
橋本 慎太郎; 佐藤 達彦
EPJ Web of Conferences, 239, p.03015_1 - 03015_4, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.1(Nuclear Science & Technology)モンテカルロ法に基づいた粒子輸送計算コードは、加速器施設の遮蔽計算等の目的で盛んに利用されている。計算結果の信頼性を評価するためには、計算で用いた試行回数によって決まる統計的不確かさだけでなく、計算で使用される全断面積モデル等の不確かさに起因する系統的不確かさも評価する必要がある。我々は、全断面積の実験値を参照しながら最小自乗法に基づいたKALMANコードを利用することで、内部パラメータに不確かさの幅をもつ全断面積モデルを開発した。新規モデルで計算した全断面積の不確かさは実験値の誤差と同程度であり、不確かさの幅の範囲で内部パラメータを変動させながら輸送計算を実行することで、計算結果における系統的不確かさを適切に評価できることが分かった。
廃炉国際共同研究センター; 九州大学*
JAEA-Review 2019-039, 104 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-039.pdf:5.57MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しや分析における作業員の被ばく低減や遠隔カメラの光学系・電子系の劣化低減を目的として、遮へい材料をナノ粒子化してエポキシ樹脂に分散・固化することにより透明な遮へい体を開発する。B
CやWをナノ粒子化して中性子とガンマ線を同時に遮へいし、中性子から生じる二次ガンマ線も抑制する遮へい体を開発する。
橋本 慎太郎; 佐藤 達彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04
被引用回数：5 パーセンタイル：48.99(Nuclear Science & Technology)モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。
前川 藤夫
波紋, 28(4), p.208 - 211, 2018/11
中性子及び付随する
線の遮蔽は、研究者の放射線安全及びバックグラウンド低減による良い実験データ取得の観点で重要である。本稿では、中性子遮蔽の基礎、中性子及び線遮蔽の物理と適切な材料、そしてJ-PARC MLFの1-MW核破砕中性子源遮蔽の概念設計例について解説する。
吉田 浩子*; 松田 規宏; 斎藤 公明
Journal of Environmental Radioactivity, 187, p.32 - 39, 2018/07
被引用回数：15 パーセンタイル：18.64(Environmental Sciences)In order to estimate residents' external dose due to radionuclide exposure resulting from fallout deposit on the ground, the shielding and dose reduction effects provided by structures such as houses and workplaces are taken into account as most individuals spend a large portion of their time indoors. Soon after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, several measurements and calculations were performed to obtain specific reduction factors for Japanese settlements due to this lack of data. This research reviews previous studies that determined factors such as, shielding factors, protection factors, reduction factors, and location factors and summarizes specific results for Japan. We discuss the issues in determining these factors and in applying them to estimate indoor dose. The contribution of surface contamination to the indoor ambient dose equivalent rate is also discussed.
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。
島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03
HTTRでは起動用中性子源として、
Cf(3.7GBq
3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(
1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。
西谷 健夫; 山内 通則*; 西尾 敏; 和田 政行*
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1245 - 1249, 2006/02
被引用回数：13 パーセンタイル：65.83(Nuclear Science & Technology)低アスペクト比(アスペクト比2.3)のトカマクVECTORにおいて、超電導トロイダル磁場コイルの十分な遮蔽と1以上のトリチウム増殖比を確保することを目標に中性子工学設計を行った。増殖ブランケットとして自己冷役型LiPbブランケットを採用した場合、外側にLiPb自己冷役型ブランケットだけでは1以上のトリチウム増殖比は困難であるが、水素化バナジウムを主遮蔽材とする内側ブランケットに約13cm厚のLiPb層を追加することにより、内側超電導トロイダル磁場コイルの遮蔽と、1以上のトリチウム増殖比を同時に満足できることを示した。
林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02
被引用回数：21 パーセンタイル：78.83(Nuclear Science & Technology)核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH
とTiHは1気圧において640
C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrHとMg(BH)は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH
Mg(BH) and F82HTiH and F82Hwater and F82H。
Liu, J. C.*; Fasso, A.*; Prinz, A.*; Rokni, S.*; 浅野 芳裕
Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.658 - 661, 2005/12
被引用回数：6 パーセンタイル：40.47(Environmental Sciences)筆者が開発したSTAC8コードをSLAC, SSRLビームラインに適用した場合の解析結果をFLUKAやEGS4及びPHOTONと比較し、その有効性を実証した。また、STAC8コードの計算機能のうちでダブル散乱線評価やミラー反射による放射光計算の有効性についても議論する。
佐々 敏信; Yang, J. A.*; 大井川 宏之
Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.256 - 258, 2005/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)加速器駆動システム(ADS)の陽子ビームダクトは核破砕中性子や光子のストリーミング経路となり、これにより未臨界炉心上部に配置された電磁石などの機器の放射化を誘発する恐れがある。この放射化量を定量的に評価することを目的に、鉛ビスマス冷却ADS(800MWt)のストリーミング解析を実施した。MCNPXを使用してビームダクトからの漏洩中性子と光子の放射線量を求めた。二次光子の解析は、多くのマイナーアクチニド断面積を線生成断面積が定義されているプルトニウムに置き換えて実施した。ビームダクトからストリーミングした中性子により、ビームダクト上部の線量は、上部プラグの他の部分より20桁多い線量を与えることがわかった。MCNPXの解析で得られた漏洩粒子スペクトルを使用したDCHAIN-SPによる解析では、電磁石と遮蔽プラグが高い放射能を有することがわかった。
中島 宏; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 小栗 朋美*; 中野 秀生*; 笹本 宣雄*; 柴田 徳思*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; et al.
Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.564 - 568, 2005/12
被引用回数：8 パーセンタイル：49.16(Environmental Sciences)大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、世界最高出力の高エネルギー加速器施設が建設されている。そこで、施設の合理的な遮蔽設計を行うために、J-PARCの遮蔽設計では、簡易計算手法と詳細計算手法を組合せた設計手法が使われている。ここでは、J-PARCの遮蔽設計にかかわる研究の現状について報告する。
山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏
電気学会論文誌,A, 125(11), p.943 - 946, 2005/11
内側トロイダル磁場コイルに超伝導を用いた低アスペクト比トカマク炉を実現するために、中性子工学の観点から遮蔽体やトリチウム増殖ブランケットの設計条件を検討した。炉の形状を考慮するとトーラス内側は超伝導コイルの遮蔽専用、トーラス外側はトリチウムの増殖を主たる機能に特化するのが有利と考え、内側遮蔽体には先進的な遮蔽材を採用して最適な組成とコイル遮蔽に必要な遮蔽厚さを評価した。また外側には、先進的なトリチウム増殖材を用いて、増殖比を最大にするために最適なブランケットの組成や構造を検討した。さらに、アスペクト比に対するトリチウム増殖比の変化を求め、アスペクト比が2
2.5程度の幾つかのブランケット構造に対するトリチウム増殖比とそれらを1.1以上にするための条件を明らかにした。
森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史
プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09
フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材のCf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。
前川 藤夫
波紋, 15(1), p.10 - 13, 2005/01
1MWのパルス核破砕中性子源であるJSNSの大部分は、複雑な3次元形状を有する遮蔽体と考えることができる。われわれは、モンテカルロ法に基づく粒子シミュレーションコードによる遮蔽計算手法を開発した。この手法により、JSNSの3次元遮蔽構造を高精度で設計することができる。設計計算を行い、JSNSの基本構造最適化を行った。
放射線高度利用センター
JAERI-Review 2004-025, 374 Pages, 2004/11
JAERI-Review-2004-025-p0001-p0116.pdf:20.67MBJAERI-Review-2004-025-p0117-p0247.pdf:21.34MBJAERI-Review-2004-025-p0248-p0374.pdf:23.39MB
本年次報告は、原研イオン照射研究施設で、2003年4月1日から2004年3月31日までの間に行われた研究活動の概要をまとめたものである。(1)宇宙用半導体,(2)バイオテクノロジー,(3)放射線化学及び有機材料,(4)無機材料,(5)材料解析,(6)核科学及びラジオアイソトープ製造,(7)マイクロビーム応用,(8)加速器施設の放射線遮蔽,(9)加速器技術の9部門にわたる115編の研究報告に加えて、施設の運転保守・利用状況,公表された文献,企業・大学等との研究協力関係,研究開発・施設運営組織を収録する。
