Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
今野 力
JAEA-Conf 2026-001, p.28 - 33, 2026/06
原子炉の廃止措置において、放射化計算は計画を立案、遂行する上で不可欠で、日本ではORIGEN-2やORIGEN-Sコードが使われている。本発表では、これらのコードの問題点を指摘するとともに、それらの問題点の多くを解決した米国の原子力安全解析コードシステムSCALE6.2以降に付属されているORIGENコード及びJENDL-5から新たに作成したORIGENコード用ライブラリについて紹介する。また、放射化計算で使う中性子スペクトルを計算する際に使われることが多い2次元SnコードDORTコードを使う上での注意点についても言及する。
河内山 真美; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2022-009, 56 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-009.pdf:4.15MB
試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍
3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。
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。
圷 敦; 岸本 克己; 助川 武則; 島田 太郎
JAERI-Tech 2003-090, 75 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-090.pdf:6.83MB
我が国で初めて建設された研究用原子炉であるJRR-1は、1957年から1968年まで運転された後に永久停止された。現在、原子炉本体は安全貯蔵の状態で保存されている。JRR-1施設は当分の間展示室等として使用されるが、いずれJRR-1は解体撤去されると思われる。そこで、将来、JRR-1の解体撤去が計画されるときに備えて、中性子輸送計算コードDORT及び放射化計算コードORIGEN-MDを用いて、原子炉本体の放射能インベントリ計算を行った。その結果、2002年4月時点で、放射能濃度の最も高い機器・構造物は炉心タンクであり、その平均放射能濃度は6.40
Bq/gであった。また、レベル別に分類した廃棄物量は、低レベル放射性廃棄物が約400kg,極低レベル放射性廃棄物が約14,000kg,放射性物質として取り扱う必要のない廃棄物が約250,000kgと推定された。
今野 力; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1041 - 1044, 2002/08
JENDL高エネルギーファイルのうちこれまでに評価が終了した20核種の
バージョンを処理して積分テストで使用するコードで使えるライブラリー(ACEファイル,MATXSファイル)を作成した。本論文は、この断面積処理及び処理の妥当性検証のために行ったテスト計算,ベンチマーク計算についてまとめたものである。
今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.961 - 965, 2001/11
被引用回数：1 パーセンタイル：11.48(Nuclear Science & Technology)ITERのダイバーターでのタングステンの崩壊熱の精度の良い評価がITERの安全性の大きな課題の一つになっている。タンクステンの崩壊熱の大半は
W(n,
)
W反応でできる。Wが占め、タングステンの崩壊熱評価の精度は、W生成の評価精度によってその大部分が決まる。そこで、原研FNSで実施したITERを模擬した中性子場でのタングステン崩壊熱実験のうち12.6mm厚のタングステン中のW生成分布データをDORTコードで解析し、多群ライブラリーを用いたW生成評価計算の精度を調べた。多群ライブラリーはFENDL/E-1.1からNJOY,TRANSXコードで作成した。比較計算としてFENDL/E-1.1を用いたMCNP計算も行った。その結果、自己遮蔽補正をすればDORT計算でもMCNP計算と同程度の精度でW生成を評価できるものの、実験値を20%過小評価することがわかった。
中尾 誠*; 竹村 守雄*
JNC TJ9440 2000-005, 157 Pages, 2000/03
JASPER実験シリーズで最も基本的な多重層構成からなる半径方向遮蔽体透過実験の代表的実験体系について、2次元Sn輸送計算コードDORTおよび遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDL-300(JENDL-3.2ベース)を用いた実験解析を実施した。従来これらの体系はDOT3.5コードおよびJSDJ2(JENDL-2ベース)で実験解析が実施されていたが、最新の解析手法でのボナーボール応答計算値(C)は、群定数ライブラリー更新では高く、Snコード更新では低く変化し、最終的に実測値(E)に近づくとともに検出器間でのC/E値の変動幅が小さくなっている傾向を確かめた。またギャップストリーミング実験のコンクリート層透過体系について、前年度課題となっていたJASPER実験解析(DORT/JSDJ2)を良く再現できない原因を解明し、最新手法の適用を行った。この結果、同様なライブラリー更新効果をコンクリート体系についても確かめた。また今回解析を実施した体系の入力データをデータベースに追加し、さらに既存登録データの改訂も行い、解析標準入力データベースの充実を図った。また実験解析に適用している各種処理ルーチン等の入力マニュアルの作成およびその一連のテスト問題の編集を行うとともに、これらを登録し実験解析のデータベースとしてユーザが使いやすくすることを図った。
Li neutrons with LA150今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 中島 宏; 小迫 和明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.187 - 191, 2000/03
原研高崎研TIARAで行われたp-Li準単色中性子源(43MeV,68MeV)を用いた鉄、コンクリート遮蔽実験の解析をLA150核データライブラリーを用いてMCNP4BとDORT3.1で行い、LA150自身の精度とルジャンドル展開をした多群ライブラリーを用いたSn計算の問題点を検討した。MCNP,DORT用のライブラリーはNJOYコードで作成した。多群ライブラリーは0.5MeVから149.5MeVまでを1MeV間隔にした群構造でP
近似を採用した。また、この多群ライブラリーからMCNP用のルジャンドル近似をしていない多群ライブラリーも作成し、それを用いたMCNP計算も行った。10MeV以上の中性子スペクトルに関する実験と計算の比較から、LA150の鉄、コンクリートに含まれる核種のある核種の弾性散乱断面積が大きすぎる可能性があること、また、P近似の多群ライブラリーは自群散乱の前方性が弱く、それを用いたDORT計算はMCNP計算よりも20%以上も小さくなることがわかった。
Zharkov, V. P.*; Dikareva, O. F.*; Kartashev, I. A.*; Kiselev, A. N.*; 野村 靖; 壺阪 晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.606 - 609, 2000/03
国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。本発表は、MCNP及びDORTコードで種々の核断面積ライブラリーを用いたスカイシャイン解析を行い、測定値と比較したものである。使用ライブラリーは、ENDF/B-IV、ENDF/B-VI、FENDL-2及びJENDL-3.2である。解析結果は、RA炉で行われたスカイシャイン実験測定値と比較して、2次線線量率でファクター2~3の差異が見られたが、そのほかの線束、線量率及びスペクトルでは数10%以内で一致した。
今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 小迫 和明*
Fusion Technology, 34(3), p.1013 - 1017, 1998/11
原研FNSで実施した鉄ベンチマーク実験の解析をJENDL Fusion File,FENDL/E-1.1,EFF-3.0ライブラリーを用いてDORTコードで行い、10MeV以上の中性子束の体系深部での大きな過小評価の原因を検討した。その結果、FENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileの鉄のデータのうち15MeV付近の弾性散乱の角度分布を最も前方の強いEFF-3.0の
Feのデータと置き換えたライブラリーを用いると、10MeV以上の中性子束の体系深部での過小評価が大幅に改善されることがわかった。また、FENDL/E-1.1の鉄のデータと比べ、15MeV付近でJENDL Fusion fileの(n,2n),(n,np)反応断面積はそれぞれ9%、28%過大、EFF-3.0の非弾性散乱断面積では5%過小で、これらも10MeV以上の中性子束の体系深部での過小評価の要因であることを明らかにした。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 和田 政行*; 前川 洋
Fusion Technology, 34(1), p.6 - 17, 1998/08
ITERの遮蔽設計で使われている輸送計算コードMCNP-4AとDORT3.1及び核データライブラリーFENDL/E-1.1の妥当性を検証するために、原研FNSで実施した大型のSS316体系を用いたバルク遮蔽実験の解析を行った。FENDLの次版に多くの核種が取り入れられているJENDL Fusion Fileを用いた解析も実施した。FENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileを用いたMCNP計算は、測定データと30%以内で一致した。DORT計算も、中性子175群、線42群のエネルギー構造で自己遮蔽補正をした多群ライブラリーを用いた場合にはMCNPと同精度で実験を再現することができた。FENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileを用いたMCNP-4A及びDORT3.1によるバルク遮蔽設計計算の精度は、厚さ900mmのSS316に対し30%以内であると結論できる。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎; 竹内 浩
Fusion Technology 1998, 2, p.1263 - 1266, 1998/00
ITERの遮蔽設計計算の妥当性を検証するために、SUS316遮蔽実験、SUS316/水遮蔽実験、ボイド効果実験、超伝導コイル模擬実験を原研FNSで実施した。実験体系は、直径1.2m,厚さ1.2mのテスト領域と厚さ0.2mのSUS316でできた中性子源反射体からできている。テスト領域の物質は実験毎に変更した。テスト領域内の0.91mの深さまで、ほぼ全エネルギーにわたる中性子スペクトル、線スペクトル、様々な反応率、線発熱率等の実験データを取得した。実験解析は、MCNP-4A,DORT3.1コード及びFENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileライブラリーを用いて行った。その結果、ITERの基本性能段階でのバルク遮蔽設計計算の精度が30%以下であることがわかった。
根本 俊行*; 川井 渉*; 川崎 信夫*; 渡辺 秀雄*; 田辺 豪信*; 鈴木 信太郎*; 原田 裕夫; 庄司 誠; 久米 悦雄; 藤井 実
JAERI-Data/Code 97-051, 142 Pages, 1997/12
JAERI-Data-Code-97-051.pdf:3.91MB
本報告書は、平成8年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業のうち、ベクトル化作業部分について記述したものである。原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業は、平成8年度に11件行われた。これらの作業内容は、同種の作業を行うユーザに有益な情報を提供することを意図して、「並列化編」、「ベクトル化編」、「移植編」の3冊にまとめられている。本報告書の「ベクトル編」では、中性子・光子輸送計算コードDORT-TORT、気体流動解析コードFLOWGR、相対論的ボルツマン・ウェーリング・ウーレンベック法によるシミュレーションコードRBUUに対して行ったベクトル化作業について記述されている。
増川 史洋; 高野 誠; 井上 修*; 原 俊治*
JAERI-M 93-024, 31 Pages, 1993/02
最近のエンジニアリングワークステーション(EWS)の性能の向上は目覚しく、臨界・遮蔽解析コードを現実的な時間で実行することが可能である。本報では当研究室でよく使用される臨界・遮蔽解析コード、MAIL3,ANISN-JR,KENO-IV,ORIGEN2,CITATION,TWOTRAN,VIM,DORTを高速EWS SUN-4/2で使用可能なように移植・変換を行った際のノウハウをまとめるとともに、EWSで各コードを実行する際の使用手引きを示した。各コードの実行の際にI/Oアクセスファイルを容易に指定できるようにサブミットコマンドを作成した。
今野 力; 権 セロム*
no journal, ,
JENDL-5のベンチマークテストの一環でJAEA/FNSの鉄実験解析をMCNPコードで行ったところ、JENDL-5とJENDL-4.0で10MeV以上および10keV以下の中性子束が最大10%程度異なった。そこで、DORTコードを使ってその原因を詳細に調べた。その結果、10MeV以上の中性子束の差はFeの弾性散乱、(n,2n)反応、(n,np)反応データの違いにより生じ、10keV以下の中性子束の差はFeと
Feの非弾性散乱データの違いにより生じたことがわかった。
