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論文

Nuclear data processing code FRENDY; A Verification with HTTR criticality benchmark experiments

藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k$$_{rm eff}$$ and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.

論文

Analysis on essential factors for successful denuclearization

田崎 真樹子; 清水 亮; 木村 隆志; 玉井 広史; 中谷 隆良; 須田 一則

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

In order to maintain nuclear nonproliferation regime based on the Treaty on the Non Proliferation of Nuclear Weapons, it is indispensable for non-nuclear weapon states that have acceded to implement the treaty in good faith. From this perspective, the purpose of this study is to discover ways to lead successful denuclearization of countries that have engaged in nuclear weapons-related activities. After investigating the history and analyzing the characteristics of denuclearization of eight countries, which have already achieved or whose denuclearization are currently pursued. We then derived eight denuclearization factors, which are essential to consider for leading successful denuclearization. Finally, we concluded the relationship and combination of the above eight factors for successful denuclearization.

論文

Development and implementation of online trainings at ISCN/JAEA

井上 尚子; 野呂 尚子; 川久保 陽子; 関根 恵; 奥田 将洋; 長谷川 暢彦*; 直井 洋介

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

原子力研究開発機構(JAEA)核セキュリティ・核不拡散総合支援センター(ISCN)は2020年12月に10周年を迎えた。1つの柱がアジアの国を対象とした人材育成支援事業である。創立以来183回のトレーニングを開催し4,600名以上の参加者を得たが、COVID-19パンデミックはトレーニングの開催に影響を及ぼした。ISCN/JAEAは2020年4月からオンライントレーニングの開発を開始し、核物質防護とIAEA保障措置のための国内計量管理制度(SSAC)の2つの地域トレーニングを2020年10月と11月に各々実施した。この取り組みは、IAEA保障措置協定追加議定書大量破壊兵器物資識別トレーニングや他の2つの海外講師を招いた国内向けワークショップ等、更なるトレーニングやワークショップの開発として継続している。オンライントレーニングCOVID-19パンデミックの影響を含む安全上の問題での海外渡航制限下においてもトレーニングの機会を提供できるだけでなく、対面型トレーニングと組み合わせることでトレーニングをより効率的効果的にすることができる。結果としてパンデミックはISCN/JAEAのオンライントレーニング開発実施を加速しており、そのキーとなったのはIAEAやDOE/NNSA,米国サンディア国立研究所,韓国核不拡散管理機関の国際核不拡散核セキュリティアカデミー(KINAC/INSA)を含むパートナーとの国際協力であった。本論文はISCN/JAEAがどのようにオンライントレーニングの開発実施に取り組んできたか、現在の状況,得られた知見、そして将来計画について述べる。

論文

3D FEM soil-structure interaction analysis for Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Plant considering soil separation and sliding

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 崔 炳賢; 西田 明美

Frontiers in Built Environment (Internet), 7, p.676408_1 - 676408_14, 2021/06

本論文は、原子炉建屋/機器・設備の現実的応答評価の精度向上を目的に、建屋-地盤境界部の剥離・滑りを考慮した3次元FEMモデルにより2007年新潟県中越沖地震時の柏崎刈羽原子力発電所7号機原子炉建屋のシミュレーション解析を実施し、得られた知見をまとめたものである。3次元FEMモデルによる建屋-地盤連成系のシミュレーション解析から、基礎版端部で基礎浮き上がりが生じ、その影響が建屋側面及び底面の土圧性状、埋め込み部表層の最大応答加速度に局部的な応答の差異となって現れることを明らかにした。今回の検討においては、基礎浮き上がりと剥離・滑りが埋め込み部表層の最大応答加速度、建屋側面及び底面の土圧性状に与える影響は比較的小さかったものの、今後、さらに大きな地震動を想定する場合には、これらの影響が増大する可能性が考えられるため、地震応答解析においてはこれら影響の適切な評価が必要になると考えられる。

論文

Feasibility study on tritium recoil barrier for neutron reflectors of research and test reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03

JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応による$$^{6}$$Li(n$$_{t}$$,$$alpha$$)$$^{3}$$Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。

報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2020-043, 116 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-043.pdf:7.74MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、微粒子飛散を効果的に抑制する技術を開発しており、実験の結果、水ミストを使ってスプレイする方法がエアロゾル除去効率と除去率を改善する上で効果的かつ適用可能な手法であることが分かった。また燃料デブリを固めて切断時に微粒子飛散を抑制する手法として、ジオポリマーによる固化手法に注目し、同材の強度、熱伝導率や切断粉の特徴を把握するとともに、RPV施工時における温度分布や流動に関するシミュレーションを実施した。

報告書

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2020-032, 97 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-032.pdf:4.16MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原発炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO$$_{2}$$-SUS系やUO$$_{2}$$-Zr(ZrO$$_{2}$$)-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。

論文

Evaluation of tritium release into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出は$$^{9}$$Beの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF), Phase 2; Results of severe accident analyses for Unit 2

Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Lind, T.*; Morreale, A. C.*; 神田 憲一*; 玉置 等史; Kim, S. I.*; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 369, p.110840_1 - 110840_10, 2020/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:84.6(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、6か国9組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて2号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の2号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、2号機特有の事柄に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。

論文

NpPd$$_5$$Al$$_2$$と関連物質の$$f$$電子状態; 価数の変化に伴う重い電子系超伝導

目時 直人

固体物理, 55(7), p.285 - 296, 2020/07

物質の電子状態を解明することは、「固体物理」の主要な研究テーマである。それは多極子や超伝導などの微視的な理解に欠かせない。希土類(4$$f$$)やアクチノイド(5$$f$$)は、電子数の増加とともに複雑さを増し、様々な相互作用が競合して多様な状態が出現する。多体$$f$$電子系の結晶場分裂はバンド幅より狭いため、(1)高分解能の実験が必要で、(2)遍歴的なCeやU化合物は本質的に明瞭なスペクトルを示さない。また、(3)国際規制物質NpやPuなど超アクチノイド元素の取り扱いは厳しく規制されている。そこで比較的局在性の強い物質や希土類関連物質の、中性子散乱実験による磁気励起の研究が有益である。本稿では重い電子系化合物NpPd$$_5$$Al$$_2$$と関連物質の$$f$$電子状態について述べる。

報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。

報告書

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2019-035, 61 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-035.pdf:2.9MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO$$_{2}$$-SUS系やUO$$_{2}$$-Zr(ZrO$$_{2}$$)-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。

論文

Pseudo-triplet 5$$f$$ electron state in the heavy fermion superconductor NpPd$$_5$$Al$$_2$$

目時 直人; 青木 大*; Griveau, J.-C.*; 大槻 純也*

Journal of the Physical Society of Japan, 89(2), p.024707_1 - 024707_6, 2020/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:51.78(Physics, Multidisciplinary)

重い電子系超伝導体NpPd$$_5$$Al$$_2$$の擬三重項5$$f$$電子基底状態を明らかにした。主に$$|0rangle$$からなる一重項基底状態$$Gamma_{t1}$$$$Delta E=49$$,K上に、$$|pm1rangle$$が主要な成分の二重項第一励起状態$$Gamma_{t5}$$を仮定することで帯磁率の温度依存性が説明できる。磁化曲線は擬スピン$$J$$=1の局所有効ハミルトニアン$$DJ_z^2$$($$D=Delta E$$)で説明でき、これは四極子演算子$$O_{20}$$と等価である。比熱は擬三重項を反映してエントロピーがR$$ln3$$となるように規格化した近藤モデルによって理解でき、近藤温度$$T_{rm K}=55$$,Kは分裂幅$$Delta E=49$$,Kと同程度であり、多チャンネル近藤効果を示しうる二重項$$Gamma_{t5}$$が含まれた擬三重項が重い電子状態と超伝導を担っていることが明らかになった。

論文

$$f$$-electron states of heavy-fermion superconductor NpPd$$_5$$Al$$_2$$ and rare-earth- and actinide-based isostructural compounds

目時 直人

Journal of the Physical Society of Japan, 89(2), p.025001_1 - 025001_2, 2020/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)

重い電子系超伝導体NpPd$$_5$$Al$$_2$$及び同じ結晶構造を持つ関連物質の$$f$$電子状態について、$$LS$$$$j$$-$$j$$結合描像の間に良い対応関係が成り立つことがわかった。これらの物質の希土類及びアクチノイド元素は正方晶の点群$$D_{4h}$$の対称性をもつ強い一軸的な点電荷ポテンシャルの影響を受けている。一連の化合物は$$f$$電子数$$n$$($$leq6$$)の増加に伴う$$^nf$$系として考えられ、その電子状態の系統的な変化は$$LS$$結合描像によってよく表現される。一方、この電子状態の変化は、$$^1f$$系のCePd$$_5$$Al$$_2$$の3つの$$f$$軌道$$Gamma_7^{rm; i}, Gamma_7^{rm; ii}$$,及び$$Gamma_6$$に、$$j=5/2$$$$f$$電子を$$n$$個詰める$$j$$-$$j$$結合描像によって説明でき、両者の間に物理的な関連が認められる。

論文

Evaluation of the effects of differences in building models on the seismic response of a nuclear power plant structure

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

日本地震工学会論文集(インターネット), 20(2), p.2_1 - 2_16, 2020/02

AA2018-0122.pdf:2.15MB

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震応答解析結果におけるモデル化手法の違いによる影響を評価し、フラジリティ評価における認識論的不確実さを定量化することを目的としている。入力地震動として、偶然的不確実さを考慮するため、ハザード適合地震波を用いた。現実的な応答を得るため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、建屋の壁および床の最大加速度について、中央値と対数標準偏差により統計的評価を行った。本研究により、建屋の上層部や床の開口部周辺において面外変形などの3次元効果が現れることが分かった。

論文

External dose evaluation based on detailed air dose rate measurements in living environments

佐藤 哲朗*; 安藤 真樹; 佐藤 正子*; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105973_1 - 105973_7, 2019/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:29.49(Environmental Sciences)

避難指示が解除された後に住民が帰還した場合の現実的な外部被ばく線量を推定する方法について考案し、考案した方法に基づき調査を行った。6つの町村に帰還を検討している211人の住民を対象に、2014年度, 2015年度及び2016年度の3年間にわたり調査を実施した。帰還後に想定される生活行動パターンについて対象者へのヒアリングを実施した後、ヒアリング結果に基づき詳細な空間線量率の測定を行った。自宅内の線量率測定ができなかった15名の対象者を除いて、外部被ばく線量の最大値と平均値はそれぞれ4.9mSv/y, 0.86mSv/yとなった。被ばく線量の平均値とばらつきの大きさは避難指示区域の区分により異なるが、全対象者の93.3%において、推定される外部被ばく線量は2mSv/y以下であった。本研究での調査対象者全員の生活行動パターンの解析において、年間の生活時間のうち平均で87%の時間を屋内で過ごすという結果が得られた。さらに、自宅での被ばく線量が年間の被ばく線量の66.8%を占めるという結果が得られた。このことから、被ばく線量を現実的に評価するには自宅内の空間線量率を測定することが重要であるといえる。

論文

Summary of temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities in the 80 km zone over five years after the Fukushima Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 三上 智; 安藤 真樹; 松田 規宏; 木名瀬 栄; 津田 修一; 吉田 忠義; 佐藤 哲朗*; 関 暁之; 山本 英明*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105878_1 - 105878_12, 2019/12

 被引用回数:20 パーセンタイル:87.21(Environmental Sciences)

We summarized temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities over five years in the 80 km zone based on large-scale environmental monitoring data obtained continuously after the Fukushima Nuclear Power Plant (NPP) accident. The air dose rates in environments associated with human lives decreased at a considerably faster rate than expected for radioactive decay. The average air dose rate originating from the radiocesium deposited in the 80 km zone was lower than that predicted from radioactive decay by a factor of 2-3 at five years after the accident. The causes of this rapid reduction were discussed quantitatively considering the characteristics of radiocesium migration in the environment.

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1147 - 1162, 2019/08

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of the Fukushima Daiichi NPS project (BSAF) has started in 2012 until 2018 as one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi NPS. The project addressed the investigation of the accident at Units 1, 2 and 3 by severe accident (SA) codes focusing on thermal-hydraulics, core relocation, molten core/concrete interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, reactor vessel (RV) and primary containment vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS measurement. The combination of code results and inspections has provided a picture of the current state of the debris distribution and plant state. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with units 1 and 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RV and into cavity floor, RV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in details further aspects of the Fukushima Daiichi NPS accident.

論文

Thick target neutron yields from 100- and 230-MeV/nucleon helium ions bombarding water, PMMA, and iron

Tsai, P.-E.; Heilbronn, L. H.*; Lai, B.-L.*; 岩田 義之*; 村上 武*; Sheu, R.-J.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 449, p.62 - 70, 2019/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

100および230MeV/核子のヘリウムイオンが厚い鉄, PMMA,水ターゲットで止まった際に放出される二次中性子について波形弁別法と飛行時間法を用いて液体シンチレータで測定した。測定値を分析したところ、二次中性子は入射粒子の破砕、入射粒子と標的原子核の重複部からの放出、標的核の蒸発の成分に分類できることが分かった。測定された中性子収量の二重微分,角度微分,生成総量については、PHITS, FLUKA, MCNPの各計算コードのベンチマークに使用した。デフォルトのモデルを使用したこれらのコードの計算値は、低中エネルギーで中大角度に放出された場合の、実験値とよく一致した。一方、PHITSの核反応モデルは一部の核反応メカニズムで改善が必要なことも見いだされ、本実験結果はモデル改良にとって重要な参考データとなる。

論文

Computation speeds and memory requirements of mesh-type ICRP reference computational phantoms in Geant4, MCNP6, and PHITS

Yeom, Y. S.*; Han, M. C.*; Choi, C.*; Han, H.*; Shin, B.*; 古田 琢哉; Kim, C. H.*

Health Physics, 116(5), p.664 - 676, 2019/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:81.33(Environmental Sciences)

国際放射線防護委員会(ICRP)のタスクグループ103により、メッシュ形状の線量評価用人体ファントム(MRCPs)の開発が進められている。この人体ファントムは、将来的には線量評価で用いる標準人体モデルとして採用される予定である。そこで、このMRCPファントムに対するベンチマーク計算を主なモンテカルロ粒子輸送計算コード(Geant4, MCNP6およびPHITS)で行った。様々な粒子およびエネルギーで外部および内部被ばくの計算を実施し、計算時間やメモリ使用量をコード間で比較した。また、ボクセルファントムに対する計算も行い、コード毎の異なるメッシュ表現による性能の違いについて調べた。MRCPのメモリ使用量はGeant4およびMCNP6で10GB程度であったのに対し、PHITSでは1.2GBと顕著に少なかった。また、計算時間に関してもGeant4およびMCNP6ではボクセルファントムに比べてMRCPの計算時間は長くなる傾向を示したが、PHITSでは同程度もしくは短縮する傾向を示した。

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