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論文

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.7(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

報告書

TIARA annual report 2003

放射線高度利用センター

JAERI-Review 2004-025, 374 Pages, 2004/11

JAERI-Review-2004-025-p0001-p0116.pdf:20.67MB
JAERI-Review-2004-025-p0117-p0247.pdf:21.34MB
JAERI-Review-2004-025-p0248-p0374.pdf:23.39MB

本年次報告は、原研イオン照射研究施設で、2003年4月1日から2004年3月31日までの間に行われた研究活動の概要をまとめたものである。(1)宇宙用半導体,(2)バイオテクノロジー,(3)放射線化学及び有機材料,(4)無機材料,(5)材料解析,(6)核科学及びラジオアイソトープ製造,(7)マイクロビーム応用,(8)加速器施設の放射線遮蔽,(9)加速器技術の9部門にわたる115編の研究報告に加えて、施設の運転保守・利用状況,公表された文献,企業・大学等との研究協力関係,研究開発・施設運営組織を収録する。

論文

Evaluation of shutdown $$gamma$$-ray dose rates around the duct penetration by three-dimensional Monte Carlo decay $$gamma$$-ray transport calculation with variance reduction method

佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11

 被引用回数:27 パーセンタイル:84.45(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ダクト周囲の停止後$$gamma$$線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊$$gamma$$線輸送計算を応用した計算手法を提案した。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モンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算を行い、崩壊$$gamma$$線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊$$gamma$$線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊$$gamma$$線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。

報告書

原研・大学プロジェクト共同研究シンポジウム報告書; 放射線高度利用研究の成果と今後の展望,1999年1月27日,国立教育会館,東京

原研・大学プロジェクト共同研究放射線高度利用研究プロジェクト専門部会; 大学・原研プロジェクト共同研究放射線高度利用研究専門委員会

JAERI-Conf 2000-008, 113 Pages, 2000/06

JAERI-Conf-2000-008.pdf:11.5MB

本報告は、平成11年1月27日、東京において開催された「原研・大学プロジェクト共同研究シンポジウム; 放射線高度利用研究の成果と今後の展望」をまとめたものである。これまでも研究成果を発表する機会を設けてきたが、今回のシンポジウムではさらに放射線高度利用研究プロジェクトの将来を議論するという試みを初めて行った。研究発表では、(1)オンライン同位体分離器を用いた核分光・核物性、(2)加速器放射線に関する研究(線源評価及び遮蔽)、(3)イオンビーム利用による材料開発法の研究、(4)高分子材料のイオン照射ミクロ構造に関する研究、(5)核融合炉材料に対する核変換生成物の影響に関する研究、(6)ポジトロン放出核種を用いた植物の生体機能解明、の各研究テーマで最近得られた成果が発表された。新しい研究テーマとして、“大気マイクロPIXE分析システムの開発とその応用"が提案され、8人のパネリストによって、本プロジェクトのこれまでの歩みと将来が議論された。

論文

Shielding analysis and evaluation of JRR-2 decommissioning

岩下 充成*; 有金 賢次; 岸本 克己; 青木 義弘*; 福村 信男*; 三尾 圭吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.372 - 378, 2000/03

JRR-2は平成8年12月に原子炉を永久停止し解体届を提出した後、平成9年8月に原子炉の解体工事に着手した。原子炉の廃止措置を行うにあたっては内部の誘導放射能による作業中の被曝を低減するため遮蔽措置とその評価が必要になる。本発表においては、原子炉直下の重水配管の遮蔽措置を行うにあたって実施した遮蔽計算の方法とその評価を発表する。遮蔽計算は、DOT3.5を使用し、群定数はAMPX48群ライブラリを用いたANISNにより作成し、放射化計算は固定線源問題とした。計算結果を炉体各部の実測値と比較した結果、原子炉直下配管貫通部においてファクター2程度で一致した。

論文

Characteristics of shielding design calculation for the SPring-8 synchrotron radiation beamlines

浅野 芳裕; 笹本 宣雄

Radiation Protection Dosimetry, 82(3), p.167 - 174, 1999/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:54.59(Environmental Sciences)

大型放射光施設SPring-8の放射光ビームラインに用いられた遮蔽設計について論じた。SPring-8放射光ビームラインの遮蔽設計は、各種の半実験式やモンテカルロ計算コード、ビームライン遮蔽計算用に新たに開発された計算コードなどを用い実施された。いままでに14本のビームラインについて蓄積電流100mAでもって放射線テストを行い、遮蔽設計の妥当性が検証されている。本論文では、大型放射光施設SPring-8の特徴である、大線量、高エネルギー放射光ビームラインが持つ特有の遮蔽上の問題点、グランドシャインやガス制動放射線の特性等について論じ、その対策について提言を行っている。

報告書

Design of ITER shielding blanket

古谷 一幸; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 97-022, 113 Pages, 1997/05

JAERI-Tech-97-022.pdf:3.42MB

支持脚のバックプレートへの接続を溶接接合構造としたITER遮蔽ブランケットに対し、モジュール支持概念電磁力及び熱・強度解析等による特性評価、製作手順等に関する設計検討を行った。構造設計においては、遮蔽$$rightarrow$$増殖ブランケットへの交換を考慮し、パージガスライン等の設計概念を反映させた。熱応力解析では、BPPにおけるプラズマ立ち上げ~炉停止までの一連のモードにおいて十分な設計強度を有することを確認すると共に、電磁力解析においては、プラズマディスラプション時にブランケットに発生する応力に対する設計裕度に一部不足がみられるなど、一部設計改善の余地があることを明らかにした。またCu/Cu,ss/ss,及びCu/ssの同時HIP接合方法によるモジュール製作手順等も検討した。

論文

Shielding analysis for toroidal field coils around exhaust duct in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 関 泰

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1076 - 1080, 1996/12

国際熱核融合実験炉(ITER)排気ダクト周囲のトロイダルコイル(TFC)に対する遮蔽解析を、2次元SN放射線輸送解析コードDOT3.5を用いて、ダイバータ遮蔽体が無い場合と有る場合に関して行った。ダイバータ遮蔽体が無い場合、排気ダクト周囲のTECの核的応答を1桁減少させるには、排気ダクトの壁厚を約160mm増加させる必要があり、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約480mmの厚さの排気ダクト壁が必要である。140mm幅のスリットを有する480mm厚さのダイバータ遮蔽体を、排気ダクト入口の前に設置することによって、TFCの核的応答は、約1/16になった。ダイバータ遮蔽体が有る場合には、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約290mm厚さの排気ダクト壁が必要である。

報告書

核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編

遮蔽安全性実証解析専門部会

JAERI-Tech 96-001, 135 Pages, 1996/01

JAERI-Tech-96-001.pdf:4.8MB

本報は、「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編」として、燃料サイクル施設等の遮蔽設計計算の実際を示したものである。ここでは燃料サイクル施設等として、ウラン加工施設、MOX加工施設、再処理施設および輸送容器を対象とした。これら、4施設等に対する遮蔽設計の実際的アプローチを、(1)遮蔽設計に係わる方針、(2)遮蔽計算の方法、(3)遮蔽計算の例題、および(4)遮蔽計算チェックシートの4項目に分けて記載した。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」の「安全確保の考え方ワーキンググループ」(リーダー:小佐古敏荘 東京大学助教授)のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同ワーキンググループで検討を加えた。

論文

Importance determination method for geometry splitting with Russian roulette in Monte Carlo calculations of thick and complicated core shielding structure

村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.971 - 980, 1995/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.9(Nuclear Science & Technology)

厚く複雑な体系をモンテカルロコードにより遮へい解析する場合、精度の高い解を得るためにはかなりの計算時間を必要とする。本研究では、インポータンスサンプリング法を用い、厚く複雑な体系の遮へい計算を実施する場合に重要となる、インポータンス分布を設定する方法を開発した。この方法では、2つの最適インポータンス曲線を用いることにより厚く複雑な体系のインポータンスを簡単に決定することができる。本手法は簡単なベンチマーク計算によりその妥当性を検証した。また、複雑な構造を持つ実体系の解析を実施することによりその応用性を確認した。

報告書

Transient thermal and stress analyses of the ITER shielding blanket/first wall under off-normal conditions

古谷 一幸; 橋本 俊行*; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 中村 孝紀*; 倉沢 利昌; 喜多村 和憲*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-045, 53 Pages, 1995/09

JAERI-Tech-95-045.pdf:3.13MB

ブランケット(BL)の非正常時(LOFA、LOCA、PEC)における構造健全性の確認の為の熱応力解析を行った。その結果、1)第一壁(FW)、シールド、FWとシールドのLOFA/LOCAにおいてBL各部位が400$$^{circ}$$Cに達する時間はそれぞれBeの18秒、中央リブの90秒、Beの17秒。2)FW、シールドのLOFA/LOCAにおいてBLが3Smを満足する最高温度はそれぞれCuの280$$^{circ}$$C、中央リブの170$$^{circ}$$C。3)FWのLOFA/LOCA時ではFW温度及び応力の過度な上昇を防ぐ為にプラズマを停止する必要がある。4)FW、シールドのLOFAとLOCAの比較ではどちらの場合も応力、変位量に大きな差は無い。5)1.8GWまでのPECの影響は問題無い。LOFA-Loss of Flow Accident(冷却材流動停止事故) LOCA-Loss of Coolant Accident(冷却材損失事故) PEC-Power Excursion Condition(過出力状態)

報告書

遮蔽安全ガイド資料; 基礎編

核燃料施設安全性研究委員会

JAERI-Tech 94-036, 226 Pages, 1994/12

JAERI-Tech-94-036.pdf:6.38MB

核燃料サイクル施設等を対象とした合理的な遮蔽安全評価法を整備する観点から、現在行われている遮蔽安全確保の方法や遮蔽計算法を整理してまとめた。併せて核燃料サイクル諸施設の典型的な遮蔽設計例を示した。本報は核燃料施設安全性研究委員会遮蔽安全性実証解析専門部会による調査結果をまとめたものである。本報をまとめるに当っては、科学技術庁からの受託研究である「平成4年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部をとり入れた。

報告書

Pre-analyses of SS316 and SS316/Water bulk shielding experiments

今野 力; 前川 藤夫; 岩井 厚志*; 小迫 和明*; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 前川 洋

JAERI-Tech 94-019, 43 Pages, 1994/10

JAERI-Tech-94-019.pdf:1.64MB

93 ITER/EDA緊急タスクの一つとして、JA-3(バルク遮蔽実験:第1段階A「SS316とSS316/水実験の予備・本解析と準備」)が認められた。本レポートは、SS316とSS316/水実験の予備解析の結果をまとめたものである。SnコードDOT3.5と断面積セットFUSION-40を用いた解析結果から、SS316実験体系は、直径1.2m、厚さ1.1mの円筒形状で、厚さ0.2mの中性子反射体を付けたものがよいことがわかった。また、SS316/水実験では、SS316と水の非均質構造による遮蔽性能に対する影響は、30mmまでの厚さの水に対しそれほど大きくなかった。更に、実験室の壁で反射した中性子によるバックグランドを低減させるための方法をSnコードDOT-DDと断面積セットDDXLIB3を使って調べた。その結果、厚さ0.1m以上のポリエチレンの追加遮蔽体を設置したものが最も有効であった。これらの予備解析結果を基に、SS316とSS316/水実験のための最終的な実験体系の構成を決定した。

論文

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Design analysis and shielding characteristics

新藤 隆一; 村田 勲; 沢 和弘; 塩沢 周策; 竹村 守雄*; 毛利 智聡*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.351 - 358, 1994/00

熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cである黒鉛減速・ヘリウムガス冷却の高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年の臨界に向けて現在建設中である。本報は、HTTRの炉体廻り遮へい設計の解析についてまとめたものである。本解析は、2次元S$$_{N}$$輸送コードを適用し、HTTR固有の遮へい解析上の課題に着目して実施した。この解析から、燃取フロア上の線量当量には、炉心部の制御棒案内カラムの貫通部および一次上部遮へい体のスタンドパイプ貫通部のストリーミングの寄与が比較的大きいこと等が明らかとなった。本解析により、HTTRの遮へい解析結果は、設計基準を満足していることが確認された。

論文

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Application of 3-dimensional Monte Carlo code MCNP to shielding analysis for thick and complicated structure

村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.365 - 370, 1994/00

原研では現在、大洗研究所に黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温工学試験研究炉を建設中である。HTTRは、軽水炉と異なり、冷却材に遮へい能力を期待することができないことから、原子炉は複雑な形状を持つ遮へい体により遮へいされている。遮へい設計では、この構造を2次元輸送計算コードを用い、モデル化を保守的に行うことでその解析を可能にしている。本研究では、HTTRのような複雑な形状を持つ遮へい体の解析を3次元モンテカルロコードによりできるだけ詳細に実施する手法を開発した。本手法は、HTTRの遮へい解析に適用され、その結果、本手法がHTTRのような複雑な体系に対しても、適切な計算時間で十分な精度を持った結果が得られることが確かめられた。また、HTTRの遮へい設計結果と比較することにより、遮へい設計が十分な保守性を持って実施されていることが確認された。

論文

Network parallel computing of Monte Carlo shielding analysis code MCACE by using shared files

P.I.Yazid*; 高野 誠

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1299 - 1302, 1993/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.49(Nuclear Science & Technology)

ネットワーク化されたファイルを複数のワークステーションがアクセス可能なことを利用して、ワークステーション間の情報通信およびタスク実行制御を行う方法を考案した。この方法により、通常のFORTRAN言語のみで特別なソフトを使うことなく複数ワークステーションによる並列処理が可能であることを示した。遮蔽安全解析用モンテカルロコードMCACEを、この方法により並列化し、その並列化効率を測定した所、90%以上の良好な値が得られた。

論文

Comparison between measured and design dose rate equivalents on board of nuclear ship Mutsu

山路 昭雄; 坂本 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09

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

原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。

報告書

高速EWS環境における臨界・遮蔽計算コードの整備

増川 史洋; 高野 誠; 井上 修*; 原 俊治*

JAERI-M 93-024, 31 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-024.pdf:0.84MB

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。

報告書

並列計算機を利用した遮蔽安全評価用モンテカルロコードMCACEの高速化,(1); MCACEコードの並列化とシミュレーターによる性能評価

川添 明美*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝; 南 多善*

JAERI-M 91-066, 77 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-066.pdf:1.82MB

遮蔽解析精度の向上を目的として、遮蔽解析用モンテカルロコードMCACEの並列化を行った。効果的な並列化を行うため、MCACEの静的および動的なプログラム解析を行い、並列化のアルゴリズムを策定した。さらに、並列計算機の各セルの使用効率を向上させるため、それぞれの計算バッチを計算実行中に動的に空いているセルへ割り当てるなどの工夫を行った。並列化後のMCACEの性能評価を並列計算機のシミュレーターを使用して行った所各セルの稼動率がほぼ100%に近く、並列化が最大限行われていることがわかった。サンプル問題として、400粒子8バッチのものを全8セルの並列計算機上で実行させれば、約7.13倍の速度向上になることがシミュレーターにより予測された。

論文

Proposal for one-dimensional benchmarking tests of thermal erosion problem

功刀 資彰

SAND-92-0222, p.3-6 - 3-13, 1991/00

プラズマディスラプション時のダイバータ板等の熱損傷問題は、主に実験的に調べられているが、同時に数例の数値解析も行われておりそれらの結果の相違が指摘されている。本提案は、現在世界に存在するディスラプション解析コードの妥当性を相互に検討し、特に、材料融解及び蒸発に関するモデル化について共通の理解を深めようとするものである。

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