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論文

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.

論文

最近のRPT誌レビュー論文から; PHITSの医学物理計算への応用

古田 琢哉

医学物理, 41(4), P. 194, 2021/12

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、近年における放射線の医学利用の高まりを受けて医学分野での利用例が増大しており、当該分野で有効な計算機能も開発されてきた。このような研究に関係する成果を、2021年にRadiological Physics and Technology誌で発表した「PHITSの医学物理計算への応用」と題するレビュー論文にまとめた。その後、日本医学物理学会の編集委員会より、この論文の内容を国内の関係者へ周知する紹介記事の投稿依頼があった。そこで、レビュー論文で報告したPHITSを利用した医学物理分野での応用例や有益なPHITSの機能、そしてユーザー間の情報交換の目的のために解説したPHITSフォーラムの情報等を日本医学物理学会誌で紹介する。

論文

Medical application of Particle and Heavy Ion Transport code System PHITS

古田 琢哉; 佐藤 達彦

Radiological Physics and Technology, 14(3), p.215 - 225, 2021/09

PHITSユーザー数は、集計を開始した2010年以降に順調な増加傾向を示している。その中で、近年は医学物理分野における新規ユーザー数の増加が顕著となっている。そのため、PHITSを利用した数多くの研究が発表されており、その内容も放射線治療応用、施設の遮蔽計算、放射線生物学応用、医療機器研究開発等、多岐に渡っている。本稿では、これら応用研究の具体例を示しつつレビューを行うとともに、医学物理応用研究で有益なPHITSの機能を紹介する。

論文

A New convention for the epithermal neutron spectrum for improving accuracy of resonance integrals

原田 秀郎; 高山 直毅; 米田 政夫

Journal of Physics Communications (Internet), 4(8), p.085004_1 - 085004_17, 2020/08

原子炉を用いた放射化分析などで重要な中性子共鳴積分値を高精度化するため、熱外中性子スペクトルの新しい近似を定式化した。近似式の導出に当たっては、はじめにモンテカルロ計算コードMVP-3を用いて参照解となる中性子スペクトルを計算し、これから 型の関数型を導出した。従来の近似式に比較し、導出した関数型は、中性子共鳴積分値を高精度に決定できることを示した。この検討は、過去にJRR-3で行われた$$^{135}$$Csの中性子共鳴積分値の測定データに基づき行われた。また、提唱した近似式に導入したパラメータ$$alpha$$及び$$beta$$を実験的に決定するため、3種類のフラックスモニター($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co及び$$^{94}$$Zr)を用いる手法を提唱するとともに、解析手法を定式化した。

論文

Gamma detector response simulation inside the pedestal of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06

Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.

報告書

HTTR炉心解析における制御棒モデルの検討

長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05

JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB

MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%$$Delta$$k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%$$Delta$$k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。

論文

Calculation of gamma and neutron emission characteristics emitted from fuel debris as a basis for determination of suitable detector system

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05

Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. Past measurements not yet provide enough information to determine fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurements effort, we simulate detector response inside PCV based on calculated photon and neutron emission spectrum produced from fuel debris. The Calculation result could be use as basis for determination of suitable spectrometer system or detector for search, localized, define fuel debris distributions and treatment of fuel debris.

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

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

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.27(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

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。

報告書

MVP/GMVP 2; 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; 森 貴正; 中川 正幸

JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06

JAERI-1348.pdf:2.02MB

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、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。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年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。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

Impact of perturbed fission source on the effective multiplication factor in Monte Carlo perturbation calculations

長家 康展; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.428 - 441, 2005/05

 被引用回数:50 パーセンタイル:95.28(Nuclear Science & Technology)

相関サンプリング法と微分演算子サンプリング法を用いたモンテカルロ摂動計算に対して核分裂源分布の変化による実効増倍率の変化を評価する新しい手法を提案した。検証のために本手法をMVPコードに組み込んだ。高速体系と熱体系に対して簡単なベンチマーク問題を設定し、これらの問題を用いて本手法の有効性を検証した。結果として、本手法は核分裂源分布の変化による実効増倍率の変化を評価するのに非常に有効であることが確認できた。また、核分裂源分摂動の効果が非常に大きい場合があり、その効果を考慮しなければ反応度変化を正確に評価することができない場合があることも示された。そのような場合においても、新しい手法を用いて核分裂源分摂動の効果を評価することができ、反応度変化の評価は著しく改善される。

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:18.81(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。

論文

An Improved fast neutron radiography quantitative measurement method

松林 政仁; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 吉井 康司*; 岡本 孝司*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 533(3), p.481 - 490, 2004/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.71(Instruments & Instrumentation)

もともと熱中性子ラジオグラフィ用に提案された$$Sigma$$スケーリング法の高速中性子ラジオグラフィ定量化法としての有効性をモンテカルロ計算及び高速中性子源炉弥生で実施した実験により検証した。水と銅がそれぞれ、熱中性子ラジオグラフィとの比較及び密度の大きい試料として選ばれた。シミュレーションにより実効的な巨視的断面積は異なった特性を有していることが示唆されたが、核分裂スペクトル断面積を用いた$$Sigma$$スケーリングにより校正した実験結果は水,銅ともに測定結果とよく一致した。このことは、$$Sigma$$スケーリング法が高速中性子ラジオグラフィの定量測定法としてうまく適合することを示している。

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。

論文

A Study on induced activity in the low-activationized concrete for J-PARC

松田 規宏; 中島 宏; 春日井 好己; 笹本 宣雄*; 金野 正晴*; 北見 俊幸; 市村 隆人; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.74 - 77, 2004/03

高強度の陽子加速器施設において、トンネル内遮へいコンクリートの放射化することが予想されるため、加速器機器メンテナンス作業時の作業員の$$gamma$$線被ばく線量は低減対策をとる必要がある。そこで、大強度陽子加速器施設(J-PARC)では、トンネル内遮へいコンクリート躯体の一部に、石灰石を骨材とする低放射化コンクリートを採用することとし、低放射化コンクリートの性能指標として新たに$$^{24}$$Na当量を導入した。低放射化コンクリートの有効性を検証するため、低放射化コンクリートと普通コンクリートの粉末試料について、中性子照射実験を原研FNSで行った。J-PARC用に整備した遮へい設計詳細計算コードシステムを用いて計算解析を行い、その結果はファクター2以内の良い一致を示した。また、J-PARCを模擬した体系での検証は、加速器停止後1週間以内のメンテナンス期間において、低放射化コンクリートによる$$gamma$$線被ばく線量が普通コンクリートに比べて1/10以下であり、低放射化コンクリートの使用は有効であることが確認された。

報告書

Study on shielding design method of radiation streaming in a tokamak-type DT fusion reactor based on Monte Carlo calculation

佐藤 聡

JAERI-Research 2003-014, 223 Pages, 2003/09

JAERI-Research-2003-014.pdf:10.94MB

トカマク型DT核融合炉には、さまざまな形状のスリットやダクトが存在する。スリットやダクトからの放射線ストリーミングによってブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量,超伝導トロイダルコイルの核的応答は増大する。本研究では、各種ストリーミングに対して、スリットやダクト形状,遮蔽体形状,遮蔽体組成,ホウ素濃度等に対するヘリウム生成量や核発熱率等のパラメータ依存性を3次元モンテカルロ法により系統的に評価し、これらのパラメータの関数として評価近似式を開発した。また、真空容器を貫通する大口径ダクトからの放射線ストリーミングによるダクト周囲の崩壊$$gamma$$線線量率を評価するために、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を用いた評価手法を開発した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることにより、崩壊$$gamma$$線モンテカルロ計算を行った。計算時間を大幅に短縮させるために、有効な分散低減手法を開発した。本手法を用いてITERダクト貫通部に対する遮蔽計算を行い、本手法の有効性を実証した。

論文

3-D shielding calculation method for 1-MW JSNS

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。

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。

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