Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
及川 健一; 前川 藤夫; 田村 昌也; 原田 正英; 加藤 崇; 池田 裕二郎; 仁井田 浩二*
LA-UR-06-3904, Vol.2, p.139 - 145, 2006/06
MLFに設置される予定の長尺分光器のための附属建家の予備的な検討が進められている。その長尺建家建築の総額を見積もるため、MCNPX及びPHITSを用いて中性子ビームラインの遮蔽解析を行った。計算では、最新のビームライン設計と中性子スペクトラムを用いた。
浅野 芳裕; 川島 祥孝*
Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.176 - 180, 2005/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)磁場強度10Tの超伝導ウィグラーと8GeV蓄積リングから発生する放射光をBeターゲットに照射して得られる光核反応中性子強度を評価するとともに、熱中性子利用の立場から遮蔽,減速装置を概念設計するとともに実験位置で得られる強度を既設設備と比較した。
前川 藤夫; 明午 伸一郎; 春日井 好己; 高田 弘; 猪野 隆*; 佐藤 節夫*; Jerde, E.*; Glasgow, D.*; 仁井田 浩二*; 中島 宏; et al.
Nuclear Science and Engineering, 150(1), p.99 - 108, 2005/05
被引用回数：6 パーセンタイル：39.99(Nuclear Science & Technology)米国BNLのAGS加速器による1.94, 12, 24GeVの陽子ビームを入射した鉛反射体付き水銀核破砕中性子ターゲット模擬体系における中性子工学実験の解析を行い、陽子加速器駆動による核破砕中性子源に対する中性子工学計算の妥当性検証を行った。解析にはモンテカルロ法粒子輸送計算コードNMTC/JAM, MCNPX, MCNP-4A、及びJENDL, LA-150の核データライブラリを用いた。その結果、取り扱ったエネルギー範囲がGeVからmeVまで12桁以上に及ぶにもかかわらず、高速中性子束及び熱中性子束の計算値はほぼ
40%以内で実験値と一致した。このことから、これらの計算コードとデータの組合せによる中性子工学計算により、核破砕中性子源の核特性評価を適切に行えるとの結論を得た。
田村 昌也; 前川 藤夫; 原田 正英; 羽賀 勝洋; 今野 力
JAERI-Tech 2005-020, 58 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-020.pdf:18.82MB
J-PARC核破砕中性子源施設における水銀ターゲット台車設計の詳細化及び建屋設計の変更に伴い、ターゲット台車の遮蔽性能評価を行った。目標線量は、台車後方にある1.5mのコンクリート壁の背後にあるマニピュレータ室で25
Sv/h以下、さらに1.5mのコンクリート壁の背後にある一般区域で0.5Sv/h以下である。屈曲した水銀配管及びターゲット台車と台車周りのライナーとのギャップ等を詳細に3次元モデル化することで、ストリーミング効果等を評価できるようにし、ターゲット台車周辺の線量分布を3次元モンテカルロコードNMTC/JAMを用いて求めた。コンクリート壁は単純なバルク遮蔽計算で十分であるため、MCNPXコードにより先の計算で求めた台車後端部の中性子束を線源とした1次元球体系モデルを用い、マニピュレータ室及び一般区域における線量を求めた。鉄遮蔽の増加、さらにギャップ等によるストリーミングを抑制することで、マニピュレータ室及び一般区域で目標線量限度以下にできるターゲット台車の遮蔽構造を決定した。
桜井 淳
モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.233 - 244, 2004/12
平成16年6月7-8日に原研東海で開催された第3回モンテカルロシミュレーション研究会における研究発表の全体的評価と研究課題についてまとめたものである。
代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正
JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB
本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。
佐々 敏信; 大井川 宏之; 田山 隆一*; 林 克己*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.30 - 33, 2004/03
日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を進めており、ADSの技術開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を計画している。核変換実験施設のうち、ADSターゲット試験施設(TEF-T)では、出力200kWの液体鉛・ビスマスターゲットを設置するが、ターゲット外周部には被曝防止のための遮蔽体を設置する必要がある。このため、必要かつ合理的な遮蔽体構成をMCNPXコード及びATRASコードを用いて解析した。両者の結果はよく一致し、鉄及びコンクリートを組合せた約6mの遮蔽厚が必要であることがわかった。遮蔽体には、貫通孔が存在するため、これらの貫通孔からのストリーミング解析をMCNPX及びDUCT-IIIコードを用いて実施した。この結果、加速器ビームライン貫通孔には追加遮蔽が必要なこと、また、一次冷却系配管は直線部の長さと屈曲部を最適化することで、十分にストリーミング量を低減できることがわかった。
中野 秀生*; 増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄*; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.50 - 53, 2004/03
陽子加速器施設における迷路,貫通孔等の中性子ストリーミングに関する種々の評価手法に対する精度検証を行うために幾つかの計算コードを用いたベンチマーク実験解析を実施した。これにより、NMTC/JAM,MCNPX及びDUCT-IIIはJ-PARCの遮蔽設計及び安全評価における中性子ストリーミングの計算に充分適用可能であることを確認した。
秋山 光永*; 片倉 郁茂*; 川崎 信夫*; 根本 俊行*; 鶴岡 卓哉*; 足立 将晶*; 石附 茂*; 久米 悦雄
JAERI-Data/Code 2003-009, 307 Pages, 2003/07
JAERI-Data-Code-2003-009.pdf:10.37MB
本報告書は、平成13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高速化作業のうち、東海及び那珂研究所のスーパーコンピュータにおける高速化作業について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成13年度に10件行われた。本報告書では、中性子ラジオグラフィー3次元CT用コードNR3DCTの並列化,内部欠陥を有する材料に対する非定常熱伝導解析コードTHERMO3Dの高速化,MHD用初期化コードMHDTM_INITの高速化,核熱利用系動特性解析コードHAMBACの高速化,汎用モンテカルロ粒子輸送コードMCNP4C3の並列化,多種粒子・高エネルギー用モンテカルロ粒子輸送計算コードシステムMCNPX V2.1.5の整備,核融合炉誘導放射能計算コードCINAC-V4の整備,生体分子向け分子動力学計算コードAmber5のインストール,多次元二相流解析コードACE3DへのVisLib関数埋め込み,GS8500用実験データ処理コードシステムの移植について記述している。
明午 伸一郎; 原田 正英; 高田 弘
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1059 - 1067, 2003/07
J-PARC施設の中性子工学設計において、NMTC/JAM, MCNPX及びMARSコード使用される。これらのコードの適用性を確認するために、厚いターゲットに陽子を入射する場合に生成する中性子スペクトルの実験との比較を行った。低い入射エネルギーの場合として、256MeV陽子の実験と比較を行った結果、NMTC/JAM及びMCNPXは実験と2倍以内で良い一致を示すことがわかった。MARSは軽い核種のターゲットに対して良い一致を示すものの、ウランターゲットでスペクトル形状が異なることがわかった。さらに、高い入射エネルギーの場合としてKEKで行われた0.5及び1.5GeV陽子の結果と比較した。わずかな違いはあるものの、NMTC/JAM, MCNPX及びMARSは実験と2倍以内で良い一致を示すことがわかった。
前川 藤夫; 田村 昌也
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1051 - 1058, 2003/07
1-MW JSNSの遮蔽設計のために、MCNPX用の3次元遮蔽計算モデルを作成した。このモデルにはターゲット-モデレータ-反射体集合体,ヘリウムベッセル,中性子ビーム引き出しダクト,シャッター,遮蔽ブロック及びこれらの機器間のギャップや隙間等がモデル化されており、ストリーミング効果を詳細に考慮することができる。分散低減法として、セルインポータンスパラメータによる粒子分割/消滅法を用いた。中性子束が12桁以上減衰する直径15m高さ12mに及ぶ大きなターゲットステーションに対するセルインポータンスパラメータは、自動化された繰り返し計算により適切に求めることができた。本計算手法により、短時間(2日)でターゲットステーション全体の詳細な3次元遮蔽設計計算が可能となり、JSNSの遮蔽設計が進展した。
田村 昌也; 前川 藤夫
JAERI-Tech 2003-010, 54 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-010.pdf:7.97MB
大強度陽子加速器計画(J-PARC)の下で建設が進められている物質・生命科学実験施設において、1MW核破砕中性子源施設の遮蔽性能に関する評価は、放射線安全及び機器配置の最適化の観点から重要である。本レポートは、核破砕中性子源全体を構成するすべての機器を隙間まで含めて詳細に3次元モデル化し、MCNPX2.2.6コード及びLA-150ライブラリを用いたモンテカルロ計算手法を用いて、遮蔽性能を評価した結果をまとめたものである。ストリーミング効果及びボイド効果の検討,コスト削減のための遮蔽の最適化,シャッター等機器の最適配置の検討を行った。水平方向の必要遮蔽厚さは、中性子ビームラインの角度により異なり、およそ6.5mから7.5mの範囲であることがわかった。また、他のビームラインと構造の異なる水平反射率計用の下向きビームラインのシャッター形状を検討し、その遮蔽性能が十分であることを示した。これらの結果より、生体遮蔽体の最適な形状を最終的に決定した。
遠藤 章; 山口 恭弘; 高橋 史明
Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.151 - 156, 2003/00
数値シミュレーション手法を用い、さまざまな姿勢における中性子,光子及び電子による人体の被ば線量分布を詳細に解析するシステムを開発した。このシステムは、MIRD型数学人体ファントムをもとに開発したさまざまな姿勢を表現できる可動型数学人体模型及びモンテカルロシミュレーションコードMCNPによって構成される。このシステムを用い、東海村臨界事故の重度被ばく患者に対する線量分布の解析を行った。開発した計算システムと解析結果の概要について述べる。
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。
前川 藤夫; 仁井田 浩二*; 明午 伸一郎; 春日井 好己; 池田 裕二郎; 高田 弘; 猪野 隆*; 佐藤 節夫*; ASTE Collaboration Team
JAERI-Conf 2001-002, p.983 - 991, 2001/03
MW級の陽子加速器を利用した核破砕中性子源に対する中性子工学計算の妥当性検証に必要なデータ取得を目的とし、米国BNLのAGSシンクロトロンのGeV陽子ビームを入射した鉛反射体付き水銀ターゲットにおける中性子工学実験が行われた。本研究では、この実験の解析をNMTC/JAM、MCNP-4A,MCNPXコード,及びJENDL,LA-150の核データライブラリを用いて行い、これら計算手法の精度評価を行った。その結果、さまざまなしきい放射化反応率、減速材からの熱中性子スペクトルともに、計算値は実験値と約50%以内の精度で一致した。以上から、これらの計算手法は核破砕中性子源の核特性評価において十分な精度があるとの結論を得た。
