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報告書

MVP/GMVP version 3; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

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:4.02MB
JAEA-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。

論文

Development of fuel temperature calculation code for HTGRs

稲葉 良知; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

報告書

PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算

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。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

論文

Examination for neutron dose assessment method from induced sodium-24 in human body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.11(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。

報告書

高速炉核特性計算コードシステムEXPARAM

飯島 進*; 加藤 雄一*; 高崎 謙一*; 岡嶋 成晃

JAERI-Data/Code 2004-016, 91 Pages, 2004/12

JAERI-Data-Code-2004-016.pdf:7.45MB

高速炉臨界実験装置FCAを用いた実験を、統一のとれた流れに従って解析することを目的に、高速炉核特性計算コードシステム"EXPARAM"を開発した。EXPARAMは、原研及び米国の研究機関でここに開発されてきた計算コードに手を加え、計算手法の統一を図りさらに計算コード間のデータの受け渡しを系統的に行えるように整備した計算コードシステムである。群定数と拡散理論及び輸送理論に基づく体系計算コード及び摂動計算コードにより、臨界性に関する実効増倍率,出力特性や増殖性能に関する反応率や反応率比及び反応度効果に関するドップラー係数やナトリウムボイド係数を計算する。さらに動特性に関連する物理量として即発中性子寿命及び実効遅発中性子割合を計算する。EXPARAMを整備したUNIX環境では、ダイレクトアクセスファイルにより計算コード間のデータの受け渡しを行う。

論文

Validation of integrated burnup code system SWAT2 by the analyses of isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04

本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。

報告書

熱流動解析コードPHOENICSを組み込んだ燃料溶液体系の動特性解析コードの開発及びTRACYの自然冷却特性実験の解析(受託研究)

渡辺 庄一; 山根 祐一; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-045, 73 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-045.pdf:4.96MB

燃料溶液体系の臨界事故では、正確な情報が必ずしも得られないことから、その熱流動の振舞いを把握するためにはパラメータサーベイ計算が必要である。しかし、一方では従来の熱流動解析計算は時間を要するため、許容できる計算精度の範囲内で計算時間を短縮できる実用的な計算手法が必要である。このため、汎用熱流体解析コードPHOENICSをサブルーチンとして取込み、熱流動を考慮した多領域動特性方程式に基づく中性子エネルギー1群の3次元動特性解析コードを作成した。核熱計算と流動計算の時間刻み幅を分離し、さらに出力の時間変化に応じて時間刻み幅を自動調整することによってコードの計算時間短縮化を図った。TRACYを用いた0.5ドルの反応度投入後の過渡出力に引き続く、緩やかな出力変化が5時間持続する自然冷却特性実験について解析計算を行った。実用的な時間の範囲内で計算が可能であり、出力及び温度変化についての解析値は実験値をほぼ再現する見通しを得た。

報告書

照射キャプセル設計支援のための3次元温度計算用サブプログラムの開発

飛田 正浩*; 松井 義典

JAERI-Tech 2003-042, 132 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-042.pdf:7.19MB

炉内照射試験における照射温度の予測は、照射キャプセル設計において重要な項目の一つである。近年の照射試験では、種々の試験条件の要求に対応するため、複雑な構造のキャプセルが多く、照射温度の精度良い評価には、3次元計算を必要とするケースが増えている。しかし、3次元温度計算では一般に入力の作成等に複雑な作業を必要とし、多くのパラメータ計算を行う設計作業では大変な時間と労力を要する。このため、3次元有限要素法コードNISA1)(Numerically Integrated elements for System Analysis)の導入とともに、キャプセル設計者の入力作成作業を支援するサブプログラムを開発した。この結果、3次元温度計算がより容易に実施可能になるとともに、$$gamma$$発熱率の自己遮へいによる構造物内部での減衰等の効果,炉内照射に特有の効果も取り扱えるようになった。

論文

光子入射におけるファントム材質の後方散乱線への影響

高橋 史明; 山口 恭弘

Radioisotopes, 52(2), p.94 - 97, 2003/02

光子照射において、線量計校正用スラブファントムの材質が後方散乱線の発生に与える影響に関して解析した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Bを用いた計算により、異なる材質からなる30$$times$$30$$times$$15cm$$^{3}$$の寸法のファントム表面の散乱線を解析した。また、改良したMIRD-5型ファントムを用いた計算により、人体表面における線量を評価した。散乱線による線量値は、国際標準機関(ISO)が推奨する水ファントムの表面及び軟組織材ファントム表面の間で大きな差が見られなかった。一方で、PMMA材のスラブファントム表面の線量は、水または軟組織からなるファントムよりも高い値を示した。また、人体胴体部の表面においた線量計の応答値は、ISOファントム表面における線量計のものに近くなることがわかった。

論文

Analyses of absorbed dose to tooth enamel against external photon exposure

高橋 史明; 山口 恭弘; 岩崎 みどり*; 宮澤 忠蔵*; 浜田 達二*; 船曳 淳*; 斎藤 公明

Radiation Protection Dosimetry, 103(2), p.125 - 130, 2003/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.86(Environmental Sciences)

光子外部被ばくに対して歯エナメル質が受ける線量を、頭部物理ファントム内に置いた歯のサンプルを用いたESR線量計測法により調査した。この他に歯領域における線量をTLD検出器を用いて測定した。ボクセル型ファントムを物理ファントムのCT画像から作成した。このボクセル型ファントムを用いたモンテカルロ計算により、実験結果の解析を行った。これらの手法により得られたデータは、既に改良MIRD型ファントムを用いた計算により得られたエナメル質線量と比較,検討した。本研究により、MIRD型ファントムを用いた計算により得られたエナメル質線量から臓器線量への換算係数は、ESR線量計測によるレトロスペクティブな個人線量推定に適用可能であることが明らかとなった。その一方で、100keV以下の光子入射に対しては、頭部の大きさ及び構造がエナメル質線量に影響を与える可能性があることが示された。

報告書

事故放出トリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*

JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB

D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。

論文

Analytical study on fire and explosion phenomena in HTTR hydrogen production system

稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之

Proceedings of 14th Hydrogen Energy Conference (WHEC 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/06

現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。HTTR水素製造システムにおいて、火災・爆発対策は安全上、最も重要な課題の1つである。そこで、HTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本研究では、P2Aの概要及び予備計算結果について述べる。

報告書

BETA: $$beta$$$$_{eff}$$実験解析プログラム

加藤 雄一*; 岡嶋 成晃; 桜井 健

JAERI-Data/Code 99-006, 71 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-006.pdf:3.14MB

$$beta$$$$_{eff}$$実験と解析に必要なパラメータを計算するコードBETAを開発した。BETAは、Driven因子、中性子相関実験での空間補正因子(g因子)、随伴中性子束で重みづけたg因子、炉心全体の核分裂率、随伴中性子で重みづけた炉心全体の核分裂率を計算する。また、BETAは、種々の遅発中性子データから実行遅発中性子割合を計算する。これらの計算には、SLAROM,POPLARS,TWOTRAN-IIで得る中性子束、随伴中性子束に用いる。本レポートでは、BETAの入力データ及びJCLに関するマニュアル、計算に必要なファイル、入出力例を示した。

報告書

Calculation of neutron flux characteristics of dalat reactor using MCNP4A code

T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志

JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB

Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子$$alpha$$は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び$$^{197}$$Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。

報告書

MOSRA-Light; ベクトル計算機のための高速3次元中性子拡散ノード法コード

奥村 啓介

JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10

JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB

MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。

論文

事故時に放出されたトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードの開発

野口 宏; 横山 須美

KURRI-KR-30, p.204 - 209, 1998/00

わが国における核融合施設に対する安全評価法の検討に資するため、事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードを開発した。本開発では、線量評価に影響するトリチウム特有の環境中挙動をモデル化すること、従来の原子力施設に対する安全評価法、特に気象指針との整合性を図るため、統計気象計算ができることなどを考慮した。本講演では、コードの概要、解析結果、検証結果などについて発表する。

論文

Development of burn-up calculation code system MVP-BURN based on continuous energy Monte Carlo method and its validation

奥村 啓介; 中川 正幸; 金子 邦男*

Proc. of SARATOGA 1997, 1, p.495 - 508, 1997/00

スーパーコンピューター用に開発した高速な連続エネルギーモンテカルロコードMVPに燃焼計算機能を加えて、MVP-BURNを開発した。これにより、従来のコードでは精度良く扱えなかった複雑幾何形状に対する燃焼問題が現実的な計算時間内で解析可能となった。MVP-BURNによる燃焼計算結果の妥当性を検討するため、二種類の格子(高転換軽水炉格子、可燃性毒物入りBWR格子)に対する国際ベンチマーク問題を解き、決定論的手法に基づくSRAC95コードとの比較を行った。その結果、中性子増倍率、転換比、出力分布、燃料組成などの燃焼変化は良く一致した。また、実機照射済み燃料組成の解析を、JENDL-3.2ライブラリーを用いてMVP-BURNで行い、主要な重核種に対する組成が測定値と10%以内で一致することを確認した。

報告書

SRAC95; 汎用核計算コードシステム

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。

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