Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calculation

佐藤 聡; 真木 紘一*

Fusion Engineering and Design, 65(4), p.501 - 524, 2003/07

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00003-6

トカマク型DT核融合炉の代表的な設計例においてブランケットは、メンテナンスや製作性等の観点から多数のモジュールに分割されている。隣り合うモジュール間には幅数cmのスリットが存在する。スリットからの中性子ストリーミングにより真空容器再溶接部のヘリウム生成量や超伝導コイルの核発熱率や照射損傷等が増加し、基準値以上になる懸念がある。本研究では、スリット幅,ブランケットの厚さ及び組成,真空容器の厚さ及び組成,再溶接部のホウ素濃度をパラメータとした真空容器や超伝導コイルの核的応答に対する3次元モンテカルロ法による感度解析を行い、それらを関数としたスリットストリーミングに対する核的応答の簡易的な近似式を導出した。また導出した近似式を基に、遮蔽設計基準値を満足させるための遮蔽構造のガイドラインを明らかにした。

遮蔽安全解析コードの検証研究(VII)

澤村 卓史*

JNC TJ8400 2000-053, 41 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-053.pdf:1.6MB

核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユーザーズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・昨年度作成した同期法によるパルス状放射線測定装置の中性子検出感度を上げるために、3個の中性子検出器で同時に測定できるように改良した。これにより、さらに遠方におけるスカイシャイン線の測定を可能にした。・また、パラフィンモデレータ付き3He検出器を作成した。これにより、遠方における計数値のみならず、中性子線量を測定する準備を完了した。・改良した測定系を用いて、北大45MeV電子線型加速器施設の西側300mにわたる中性子到来時間分布および中性子スカイシャイン線の測定を実施した。その結果、150m以遠においては、中性子到来時間分布に見られるパルス状中性子特有の時間構造が、ほぼ、消失する事が分かった。そのため、遠方においては通常の全計数法によって測定した。・本実験で得られたスカイシャイン線に基づく線量の空間依存性はGuiの応答関数によって、ほぼ表現できることが分かった。

汎用詳細炉定数の整備

高野 秀機*; 金子 邦男*

PNC TJ9500 98-002, 126 Pages, 1998/03

PNC-TJ9500-98-002.pdf:2.51MB

これまでの炉定数整備・改良研究の予測精度研究を発展させて、近年の多様なスペクトルを採用した高速炉、中速中性子炉及び熱中性子炉の炉心・遮蔽領域において一貫した解析評価を行うため、新たなフォーマットを採用した汎用の詳細解析用炉定数の概念を検討し、整備を行った。この汎用詳細炉定数の概念は、熱領域についてはSRACライブラリー、共鳴吸収領域は40keVまで拡張した超詳細群ライブラリー、高エネルギーは20MeVまでに拡張し、遮蔽計算にも適用できるようにVITAMIN構造の175群を採用している。ここでは、高速炉の国際ベンチマーク問題に対応できるように20核種について、20MeVまでの175群ライブラリーと重核についての超詳細群ライブラリー作成した。また、73群及び163群ライブラリーを作成して比較検討を行った。比較した核特性は、keff'中心反応率比及び反応率分布である。核特性計算は均質の1次元ベンチマークモデルで行い、従来の70群ライブラリーと比較した。その結果、keffについては-0.430.26%の差が見られるが平均的には同等であった。中心反応率比及び反応率分布への影響は小さかった。

遮蔽安全解析コードの検証研究(IV)

沢村 卓史*

PNC TJ1600 97-001, 77 Pages, 1997/03

PNC-TJ1600-97-001.pdf:2.17MB

核燃料施設の環境評価項目の1つとして、施設力からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価がある。この線量評価は遮蔽計算コードにより解析が行なわれている。しかし、ベンチマーク実験が極めて少ないこと等もあり、評価においては、充分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、作成した同期型パルス状放射線測定装置を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設周辺の線量分布測定を、漏洩ガンマ線の平均自由行程の約10倍程度の距離(約600m)にわたって実施することにより、施設周辺におけるスカイシャインの影響を明らかにするとともに、汎用ユーザーズ版EGS4コードにより北大45MeV施設のスカイシャイン線の評価を行い、実験結果との比較検討を行うため以下の研究を行った。・電子線加速器から発生する制御X線を線源とし、作成した同期法パルス状放射線測定装置を用いて、施設から西方向350m、南方向100m、北方向600mにわたるスカイシャイン線の測定を行った。測定結果はG(E)関数法により空間線量率に換算された。その結果、施設から70m以内、100m-400mの区間および400m以遠では異なる空間変化を示すことが分かった。・汎用版EGS4に備えられたポイント検出器を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設からのスカイシャイン線評価のためのシミュレーションを行った。・シミュレーションの結果と実験結果とを比較検討した。双方のデータに未だ統計誤差を含むが、70m以内の実験データとの比較には、施設の構造をより反映した幾何学的形状が必要である。しかし、本シミュレーション結果は100m以遠の実験結果をよく再現することが分かった。

SCALE-4.2のSunOS4 EWSへのインストールと検証

白井 更知; 須藤 俊幸

PNC TN8460 95-001, 92 Pages, 1995/09

PNC-TN8460-95-001.pdf:2.49MB

米国オークリッジ国立研究所で開発された臨界安全・しゃへい解析及び熱解析を行う計算コードシステムであるSCALE-4.2コードの、sunEWSへのインストール作業及びインストールしたコードの検証作業を行った。SCALE-4.2の開発ベースはIBMEWSであるため、sunEWS機種へのインストールは、OS、FORTRAN、Cコンパイラ等のバージョンやシステム環境の違いにより、ソースコードの修正が必要となった。インストール作業については、特にこの修正点について詳説し、パッケージ解凍方法から、サンプル問題の実行までをまとめた。インストールしたSCALE-4.2の検証作業については、実行したサンプル問題の出力結果とパッケージ添付のIBMEWS機種での出力結果の比較、並びに、臨界ベンチマーク計算により行った。なお、本資料はインストールしたSCALE-4.2コードシステムの品質保証及び今後のバージョンアップ、修正・改造等の保守管理作業、検証作業の必要情報として取りまとめたものである。

SCALE-4、2コードシステムの導入・整備-Sunワークステーションへのインストール-

野尻 一郎; 深作 泰宏*; 清水 義雄; 成田 脩

PNC TN8410 94-211, 68 Pages, 1994/06

PNC-TN8410-94-211.pdf:2.38MB

核燃料サイクル施設の安全解析のために米国オークリッジ国立研究所で開発された計算コードシステムSCALEの最新版であるSCALE-4.2についてSun SP ARC-2 UNIXワークステーション(以下SunEWSという)への導入・整備を実施した。SCALE-4.2は、IBMRS/6000 UNIXワークステーション(以下IBMEWSという)をベースに開発されているため、SunEWSとはオペレーティング・システム(OS)、Fortran及びCコンパイラのバージョン等のシステム環境が異なるため、SunEWSに対応したオリジナルのソースプログラムの修正やスクリプトファイル(PCでのバッチファイル、メインフレームでのJCLに相当するファイルをいう)の修正を行った。またSunEWSによりサンプル計算を行い、システムに添付されているIBMEWSによる計算結果と比較し、SunEWS上でSCALE-4.2が正常に動作することを確認した。

JASPER実験解析(VI)

茶谷 恵治; 庄野 彰; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 半田 博之*; 清水 康幸*; 門田 弘和*

PNC TN9410 92-076, 348 Pages, 1992/03

PNC-TN9410-92-076.pdf:7.32MB

動力炉・核燃料開発事業団は、米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてオークリッジ国立研究所(ORNL)の原子炉施設TSF(Tower Shielding Facility)を用いて大型炉遮蔽ベンチマーク実験(JASPER計画、Japanese American Shielding Program of Experimental Researches)を実施している。本報告書は、平成3年度に実施したJASPER実験解析、既存TSF実験解析および遮蔽解析手法の検討等について研究成果をまとめたものである。以下に、主要な研究成果を記す。(1)JASPER実験解析平成3年度は、平成2年8月から12月にかけて実験が行われた軸方向遮蔽実験の解析を中心に実施するとともに、平成3年2月から9月にかけて実験が行われた炉内燃料貯蔵(IVS)実験の解析も一部実施した。解析には、JASPER実験解析で標準的に採用している高速炉遮蔽解析システムを用いた。(軸方向遮蔽実験解析)本研究は、燃料集合体の上・下部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するため、B4 Cまたはステンレス鋼を遮蔽材とした4種類の実験供試体を用いて実施された。平成3年度の本実験解析の結果、次の結論を得た。

再処理施設の放射線遮蔽安全ガイド資料

関口 晃*; 内藤 俶孝

JAERI-M 86-060, 267 Pages, 1986/04

JAERI-M-86-060.pdf:7.01MB

多種多様の放射線源を取扱い、幾何学的条件も多岐にわたる再処理施設の遮蔽安全性評価を高い信頼度で合理的に行うための遮蔽安全ガイドブックを作成する事を目指し、原研は、財団法人原子力安全研究協会に「再処理施設における遮蔽安全評価手法に関する調査」を委託した。本報告書はこの調査結果を纏めたものであり、遮蔽安全基準の考え方、再処理施設の放射線源及びその強度の推定方法、遮蔽計算手法について記すと共に、再処理施設に関する具体的な遮蔽計算例を示す。

PALLASコード用多群中性子群定数ライブラリ

笹本 宣雄; 田中 俊一; 竹内 清*

JAERI-M 7445, 26 Pages, 1977/12

JAERI-M-7445.pdf:0.92MB

Discrete ordinate輸送コードPALLAS用の無限希釈断面積および自己共鳴因子を考慮した実効断面積の2種類の中性子標準群定数ライブラリを作成した。考慮した核種は遮蔽計算上重要な22核種であり、これらの核種について14.2MeVを第1群とする0.1レサジ巾、0.2レサジ巾、0.4レサジ巾、0.8レサジ巾の4種類の群構造に対する群定数を作成した。ライブラリに含まれる群定数の種類は、(1)微視的断面積(,,l)、(2)弾性散乱断面積の角度分布を表わすルジャンドル展開係数、(3)非弾性散乱、(n,2n)反応による散乱マトリックス、である。さらに1次元、2次元PALLASの入力形式も付記した。

New analytical method to estimate systematic uncertainty in PHITS

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

no journal, , 

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、中性子や光子をはじめとする様々な放射線の挙動を模擬できるため、加速器施設の遮蔽計算等の目的で幅広い分野のユーザーに利用されている。モンテカルロ法に基づいたPHITSの信頼性は、他のコードと同様に計算で用いた試行回数によって決まる統計的不確かさで評価される。しかし、計算の入力情報となる遮蔽材の密度や組成が不確かさをもつ場合があり、それらが計算結果に与える影響を系統的不確かさとして評価することで、遮蔽計算を通じた計算結果の信頼性を定量的に検討することが可能となる。我々は、系統的不確かさを評価するために分散分析を用いた新しい手法を提案しており、これを中性子の遮蔽計算に適用し、遮蔽材に含まれる水の含有量の不確かさが計算結果に与える影響を明らかにした。