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論文

Estimates of collective doses from a hypothetical accident of a nuclear submarine

小林 卓也; 外川 織彦; 小田野 直光; 石田 紀久

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.658 - 663, 2001/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.69(Nuclear Science & Technology)

日本周辺の沖合海域にて原子力潜水艦の仮想沈没事故が発生した際の日本人全体に対する集団線量を推定した。沈没した原子力潜水艦から海洋中へ放出された放射性物質に起因する集団線量を推定するためにコンピューターコードシステムDSOCEANを用いた。放射性物質放出1年後の年間海産物摂取による集団実行線量当量の最大推定値はUNSCEAR報告の自然放射線による年間平均線量の約0.5%であった。

報告書

クリアランスレベル設定のための確率論的解析コードシステム; PASCLRユーザーズマニュアル

高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01

JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB

原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。

論文

Computer code system DSOCEAN for assessing the collective dose of Japanese due to radionuclides released to the ocean from a reprocessing plant

外川 織彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.792 - 803, 1996/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.99(Nuclear Science & Technology)

再処理施設から海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を評価する計算コードシステムDSOCEANを開発した。このシステムは、日本近海を分割した海水ボックス間における放射性核種の移行を表現するボックスモデルを用いている。本システムは、ボックス間における核種交換率、各ボックスにおける核種濃度、及び様々な被曝経路からの集団線量をそれぞれ推定する連結した3つの主たる計算コードから構成されている。DSOCEANを用いて、液体放出物による集団線量を推定する2種類の計算を実施した。1つは仮想的な再処理施設からの核種の平常放出である。他方は本コードシステムを表面海水上への液体放射性廃棄物の投棄に適用したものである。計算の結果から、重要な放射性核種と被曝経路が同定された。また、ここで用いているモデルとパラメータの適用限界、及び、今後の研究課題も摘出された。

報告書

Development of the computer code system for the analyses of PWR core

辻本 巌*; 内藤 俶孝

JAERI-M 92-187, 114 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-187.pdf:2.22MB

本報告書は、四国電力株式会社が原研の協力のもとに行った「PWR炉心静特性解析コード・システムの開発」に関するものである。本報告書の内容は、今回作成したコード・システムの中で採用されている「解析方法の基本的取扱い」、「ボルツマン方程式の数値解法」、「炉定数の作成方法」、「熱水力方程式の数値解法」および「計算コード・システムの概要」よりなる。

報告書

反応度事故時燃料温度挙動解析コードSHETEMP

新谷 文将; 秋元 正幸

JAERI-M 91-071, 53 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-071.pdf:1.26MB

炉心の冷却条件の変化が無視できるような体系での反応度事故時の炉出力と燃料温度挙動を、制御棒駆動系の特性を考慮して解析できる高速計算コードSHETEMPを作成した。本コード開発の目的は原子炉設計や安全審査計算で要求される数多くのパラメータ計算を行うことのできる高速計算コードを提供する事である。本コードは原子炉過渡熱水力解析コードALARM-P1に組み込まれていた一点近似核動特性と非定常一次元熱伝導計算モデルに新たに炉出力を制御するモデルを追加したものである。本コードの妥当性は本コードの計算結果と解析解との比較により確認した。また、サンプル計算から本コードは上記の要件を満足できることが分かった。本報はコードマニュアルとして作成したもので、解析モデル、使用法等を記した。

報告書

Standardized facility record and report model system(FARMS) for material accounting and control

西村 秀夫; 井原 均; 久松 義徳*

JAERI-M 90-111, 236 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-111.pdf:5.08MB

核物質を取扱う原子力施設では施設計量管理制度を維持している。この一環として記録・報告の制度があるが、国内・国際保障措置からの要請、施設操業・管理上の要請等から、複雑な制度となっており、そのコンピュータ化は必須である。このような施設レベルの核物質計量管理の記録・報告システムに関して要件の整理を行って標準化するとともに、国内・国際保障措置に基づく要件を中心に、コンピュータ化を行って標準化モデルシステムFARMSを開発した。本システムはまた、「日本国のIAEA保障措置支援計画(JASPAS)」の1プロジェクトとして開発したもので、東南アジア・太平洋地域を対象とした国内計量管理制度に関するトレーニングにおいて使用した。本報告書は、施設における記録・報告システムの標準化及びそのコンピュータ化、FARMSコードの利用方法等について記述している。

報告書

RADHEAT-V4; A code system to generate multigroup constants and analyze radiation transport for shielding safety evaluation

山野 直樹*; 南 多善*; 小山 謹二; 内藤 俶孝

JAERI 1316, 307 Pages, 1989/03

JAERI-1316.pdf:8.41MB

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。

論文

The preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 4; Development of a computer code for analysing nuclear criticality safety on array system

金子 俊幸*; 内藤 俶孝

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.150 - 155, 1987/00

配列系の臨界安全解析には、従来、立体角法とモンテカルロ法が使用されてきた。前者は簡便に使用できるが精度が悪く多くの安全裕度を見込まなければならない。後者は精度は高いが計算費も高い。そこで、立体角法をさらに発展させた簡便臨界安全解析コードMUTUALを開発した。今回作成した臨界ハンドブック原案では、MUTUALコードを配列系の臨界安全解析に使用することを推奨しているので、その内容および特徴について報告する。

論文

軽水炉の冷却材喪失事故に関する安全性研究の発展と展望

佐藤 一男; 村尾 良夫; 田坂 完二

日本原子力学会誌, 28(10), p.887 - 907, 1986/00

BWRのLOCA時の安全性研究はこの10年間に多くの進展をとげた。BWRの安全性研究はブローダウンからECCS作動後、炉心再冠水に至るシステム挙動の研究に始まり、現行の許認可コードに大きな保守性があること、及びその保守性の原因となる諸現象が明らかにされた。次いで、これらの諸現象を定量的に把握するための分離効果実験が実施され、種々の実験相関式が得られた。これらの成果は安全解析コードの開発と検証に有効に利用され、現在ではBWRはLOCA時に充分な安全余裕があることが明らかとなった。以上の成果を学会誌の解説として寄稿するものである。

論文

原研の大型計算機利用の現状

浅井 清

原子力工業, 31(10), p.15 - 18, 1985/00

原子力コードのシステム化、数値データベース、ベクトル計算処理、光ファイバ回線による高速ネットワーク、タイムシュアリング・ネットワーク、及びワーク・ステーションの計算機利用技術の原研における導入の経緯、利用の現状をSPEEDI,ROSA IV,CASKETSS,TRITON,LIBJT60の大規模計算システムを例にとり解説した。合せてこれら諸技術の導入に必要な技術的助走期間について触れた。

報告書

最近の原研コード・システム

原子力コード研究委員会

JAERI-M 83-208, 164 Pages, 1983/12

JAERI-M-83-208.pdf:4.52MB

日本原子力研究所において最近いくつかのコード・システムが開発され、利用されている。コード・システムを構築し、維持することは容易ではないが、その事実はあまり知られていない。その故に、最近の原研コード・システムのいくつかの設計の考え方、特徴、必要となる計算機の機能、開発に投じたマンパワーに関する情報を明らかにすることは有用であろう。本報告では、原子力コードの総合化に要するマンパワーに関する一般的議論の後に、熱中性子炉解析のSRAC、トカマクMHD解析のTRITON、緊急時環境線量予測のSPEEDI、放射線遮蔽解析のRADHEAT-V4の4コード・システムを例して取りあげ、コード・システム構築、維持の問題を論じた。

報告書

Modular programming method at JAERI

浅井 清; 桂木 学

JAERI 1274, 60 Pages, 1982/02

JAERI-1274.pdf:3.03MB

過去数年間日本原子力研究所の研究者、技術者はモジュラ、コード、システムに適用するために有用な計算機の諸機能を追及してきた。それらのひとつはデータプールと呼ばれるファイル取扱いのプログラムで、こらは現在原研で開発中のコーード、システムで使用されている。その他は、プログラムの動的結合、主記憶内プログラム共用可能、会話型プログラミング、記録清書、システム出力表示、実行速度制御可能Fortran、タイムシュアリングあるいはバッチッ処理用計算機の選択的使用などの計算機機能である。最近原研に設置された計算機は、これらの諸機能を装備しているので、原子力コードの開発や利用者が特に意識しなくても既存の大型コードをモジュラ、コード、システムに変更することができる。これによって我々は柔軟なモジュラ、コード、システム開発利用への長い道程の中点に到達したといえる。

報告書

ダイナミックリンク機能の利用方法

原田 裕夫; 木原 和久*; 浅井 清

JAERI-M 9650, 43 Pages, 1981/09

JAERI-M-9650.pdf:1.06MB

計算機プログラムの実行時に、ある入カデータに対して実際に使用される部分(ロードモジュール)だけを動的に結合する機能をダイナミックリンクという。1個のロードモジュールとしてまとめて主記憶に入れておくには過大であるプログラムや、ある入力ケースに対しては不用部分が多く不経済であるような大規模プログラムの開発、保守や実行に対して、ダイナミックリンク機能は有効である。また、この機能を利用することによって、プログラムの標準化、共用化にも効果かある。ここでは、ダイナミックリンク機能の概要と標準的な使用方法、および使用上の主な注意事項について述べる。また、ダイナミックリンク機能の効果を分析するソフトウェアツール(ダイナリート)の利用方法と実際の原子力コードへの適用例についても述べる。

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