Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1585989

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。

Evaluation of shutdown -ray dose rates around the duct penetration by three-dimensional Monte Carlo decay -ray transport calculation with variance reduction method

佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11

https://doi.org/10.3327/jnst.39.1237

核融合炉ダクト周囲の停止後線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊線輸送計算を応用した計算手法を提案した。即発線スペクトルを崩壊線スペクトルに置き換えることによりモンテカルロ崩壊線輸送計算を行い、崩壊線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。

Shielding analysis and evaluation of JRR-2 decommissioning

岩下 充成*; 有金 賢次; 岸本 克己; 青木 義弘*; 福村 信男*; 三尾 圭吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.372 - 378, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874909

JRR-2は平成8年12月に原子炉を永久停止し解体届を提出した後、平成9年8月に原子炉の解体工事に着手した。原子炉の廃止措置を行うにあたっては内部の誘導放射能による作業中の被曝を低減するため遮蔽措置とその評価が必要になる。本発表においては、原子炉直下の重水配管の遮蔽措置を行うにあたって実施した遮蔽計算の方法とその評価を発表する。遮蔽計算は、DOT3.5を使用し、群定数はAMPX48群ライブラリを用いたANISNにより作成し、放射化計算は固定線源問題とした。計算結果を炉体各部の実測値と比較した結果、原子炉直下配管貫通部においてファクター2程度で一致した。

Design of ITER shielding blanket

古谷 一幸; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 97-022, 113 Pages, 1997/05

JAERI-Tech-97-022.pdf:3.42MB

支持脚のバックプレートへの接続を溶接接合構造としたITER遮蔽ブランケットに対し、モジュール支持概念電磁力及び熱・強度解析等による特性評価、製作手順等に関する設計検討を行った。構造設計においては、遮蔽増殖ブランケットへの交換を考慮し、パージガスライン等の設計概念を反映させた。熱応力解析では、BPPにおけるプラズマ立ち上げ~炉停止までの一連のモードにおいて十分な設計強度を有することを確認すると共に、電磁力解析においては、プラズマディスラプション時にブランケットに発生する応力に対する設計裕度に一部不足がみられるなど、一部設計改善の余地があることを明らかにした。またCu/Cu,ss/ss,及びCu/ssの同時HIP接合方法によるモジュール製作手順等も検討した。

核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編

遮蔽安全性実証解析専門部会

JAERI-Tech 96-001, 135 Pages, 1996/01

JAERI-Tech-96-001.pdf:4.8MB

本報は、「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編」として、燃料サイクル施設等の遮蔽設計計算の実際を示したものである。ここでは燃料サイクル施設等として、ウラン加工施設、MOX加工施設、再処理施設および輸送容器を対象とした。これら、4施設等に対する遮蔽設計の実際的アプローチを、(1)遮蔽設計に係わる方針、(2)遮蔽計算の方法、(3)遮蔽計算の例題、および(4)遮蔽計算チェックシートの4項目に分けて記載した。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」の「安全確保の考え方ワーキンググループ」(リーダー:小佐古敏荘 東京大学助教授)のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同ワーキンググループで検討を加えた。

Transient thermal and stress analyses of the ITER shielding blanket/first wall under off-normal conditions

古谷 一幸; 橋本 俊行*; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 中村 孝紀*; 倉沢 利昌; 喜多村 和憲*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-045, 53 Pages, 1995/09

JAERI-Tech-95-045.pdf:3.13MB

ブランケット(BL)の非正常時(LOFA、LOCA、PEC)における構造健全性の確認の為の熱応力解析を行った。その結果、1)第一壁(FW)、シールド、FWとシールドのLOFA/LOCAにおいてBL各部位が400Cに達する時間はそれぞれBeの18秒、中央リブの90秒、Beの17秒。2)FW、シールドのLOFA/LOCAにおいてBLが3Smを満足する最高温度はそれぞれCuの280C、中央リブの170C。3)FWのLOFA/LOCA時ではFW温度及び応力の過度な上昇を防ぐ為にプラズマを停止する必要がある。4)FW、シールドのLOFAとLOCAの比較ではどちらの場合も応力、変位量に大きな差は無い。5)1.8GWまでのPECの影響は問題無い。LOFA-Loss of Flow Accident(冷却材流動停止事故) LOCA-Loss of Coolant Accident(冷却材損失事故) PEC-Power Excursion Condition(過出力状態)

Pre-analyses of SS316 and SS316/Water bulk shielding experiments

今野 力; 前川 藤夫; 岩井 厚志*; 小迫 和明*; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 前川 洋

JAERI-Tech 94-019, 43 Pages, 1994/10

JAERI-Tech-94-019.pdf:1.64MB

93 ITER/EDA緊急タスクの一つとして、JA-3(バルク遮蔽実験:第1段階A「SS316とSS316/水実験の予備・本解析と準備」)が認められた。本レポートは、SS316とSS316/水実験の予備解析の結果をまとめたものである。SnコードDOT3.5と断面積セットFUSION-40を用いた解析結果から、SS316実験体系は、直径1.2m、厚さ1.1mの円筒形状で、厚さ0.2mの中性子反射体を付けたものがよいことがわかった。また、SS316/水実験では、SS316と水の非均質構造による遮蔽性能に対する影響は、30mmまでの厚さの水に対しそれほど大きくなかった。更に、実験室の壁で反射した中性子によるバックグランドを低減させるための方法をSnコードDOT-DDと断面積セットDDXLIB3を使って調べた。その結果、厚さ0.1m以上のポリエチレンの追加遮蔽体を設置したものが最も有効であった。これらの予備解析結果を基に、SS316とSS316/水実験のための最終的な実験体系の構成を決定した。

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Application of 3-dimensional Monte Carlo code MCNP to shielding analysis for thick and complicated structure

村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.365 - 370, 1994/00

原研では現在、大洗研究所に黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温工学試験研究炉を建設中である。HTTRは、軽水炉と異なり、冷却材に遮へい能力を期待することができないことから、原子炉は複雑な形状を持つ遮へい体により遮へいされている。遮へい設計では、この構造を2次元輸送計算コードを用い、モデル化を保守的に行うことでその解析を可能にしている。本研究では、HTTRのような複雑な形状を持つ遮へい体の解析を3次元モンテカルロコードによりできるだけ詳細に実施する手法を開発した。本手法は、HTTRの遮へい解析に適用され、その結果、本手法がHTTRのような複雑な体系に対しても、適切な計算時間で十分な精度を持った結果が得られることが確かめられた。また、HTTRの遮へい設計結果と比較することにより、遮へい設計が十分な保守性を持って実施されていることが確認された。

Comparison between measured and design dose rate equivalents on board of nuclear ship Mutsu

山路 昭雄; 坂本 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09

https://doi.org/10.3327/jnst.30.926

原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。

並列計算機を利用した遮蔽安全評価用モンテカルロコードMCACEの高速化,(1); MCACEコードの並列化とシミュレーターによる性能評価

川添 明美*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝; 南 多善*

JAERI-M 91-066, 77 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-066.pdf:1.82MB

遮蔽解析精度の向上を目的として、遮蔽解析用モンテカルロコードMCACEの並列化を行った。効果的な並列化を行うため、MCACEの静的および動的なプログラム解析を行い、並列化のアルゴリズムを策定した。さらに、並列計算機の各セルの使用効率を向上させるため、それぞれの計算バッチを計算実行中に動的に空いているセルへ割り当てるなどの工夫を行った。並列化後のMCACEの性能評価を並列計算機のシミュレーターを使用して行った所各セルの稼動率がほぼ100%に近く、並列化が最大限行われていることがわかった。サンプル問題として、400粒子8バッチのものを全8セルの並列計算機上で実行させれば、約7.13倍の速度向上になることがシミュレーターにより予測された。