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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。

報告書

PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算

篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明

JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01

JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB

高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。

論文

Neutronics assessment of advanced shield materials using metal hydride and borohydride for fusion reactors

林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02

 被引用回数:20 パーセンタイル:81.23(Nuclear Science & Technology)

核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH$$_{2}$$とTiH$$_{2}$$は1気圧において640$$^{circ}$$C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrH$$_{2}$$とMg(BH$$_{4}$$)$$_{2}$$は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により$$gamma$$線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び$$gamma$$線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH$$_{2}$$$$>$$Mg(BH$$_{4}$$)$$_{2}$$ and F82H$$>$$TiH$$_{2}$$ and F82H$$>$$water and F82H。

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

Comparison of synchrotron radiation calculation between EGS4, FLUKA, PHOTON and STAC8

浅野 芳裕; Liu, J. C.*

KEK Proceedings 2002-18, p.48 - 54, 2003/01

放射光はいままでそのエネルギーが低く、あまり遮蔽の観点から注目されていなかった。しかし、SPring-8など第3世代大型放射光施設の利用とともに、大強度化や高エネルギー化が進んでおり、放射光ビームに対する遮蔽にも細心の注意を必要とされるようになった。また、CLS(Canadian Light Source)などの中型放射光施設建設が進むなか、安全でかつコンパクトなビームラインを建設するためにも最適な放射光遮蔽設計が望まれるようになっており、そのためには評価手法の詳細な検証が必要である。そこで、SLACのSPEAR3偏向電磁石ビームラインとBL11-3ウィグラービームラインを例にとり、いままでに用いられてきた放射光ビーム遮蔽設計コードPHOTON,STAC8とモンテカルロシミュレーション計算コードEGS4,FLUKAとの比較を行い、コードの特徴などを調査した。

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:84.91(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。

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:55.01(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

Calculations of activation and radiation shielding of samples irradiated in dalat reactor using ORIGEN2 and QAD-CGGP2 codes

T.V.Hung*

JAERI-Research 98-037, 14 Pages, 1998/07

JAERI-Research-98-037.pdf:0.67MB

ダラット研究所原子炉(U-Al合金36%濃縮$$^{235}$$U燃料)において照射されたTeO$$_{2}$$及びMoO$$_{3}$$サンプルに関して輸送用鉛容器の必要厚さを、ORIGEN2コード及びQAD-CGGP2コードで計算した。計算において、ORIGEN2内蔵のPWR型(低濃縮ウランUO$$_{2}$$の燃料)断面積ライブラリーを用いた。計算結果を実験データと比較しやすいように計算条件はできる限りダラット研究所原子炉での実験条件に合わせた。計算値と実験値は上記の断面積データの仮定にもかかわらず、よい一致を示した。このことから、ORIGEN2コード及びQAD-CGGP2コード並びに、PWR型(低濃縮UO$$_{2}$$の燃料)断面積ライブラリーを用いることに問題がないことが明らかとなり、今後のダラット研究所原子炉での他の照射サンプルについても放射能と必要な遮蔽の計算に利用できると考えられる。

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。

論文

モンテカルロ法による遮蔽計算コードMCACEと臨界計算コードKENO-IVの並列化

高野 誠; 増川 史洋; 小室 雄一; 内藤 俶孝; 川添 明美*; 奥田 基*; 藤崎 正英*; 鈴木 孝一郎*

日本原子力学会誌, 34(6), p.533 - 543, 1992/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.73(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法による遮蔽計算コードMCACEおよび臨界計算コードKENOIVの並列計算機への適用性について検討するため、両コードを並列化した後、高並列計算実験機AP-1000上で実行し並列化による処理速度向上に関する測定を行った。最大64台のセルを使用し、基本的なプログラムフローを変えずに,比較的単純な方法で並列化を行ったが、MCACEコードでは最大52倍の処理速度の高速化が達成された。一方、KENOIVコードはMCACEコード程には並列化に適していないが,セル台数が8台の時に約5倍の高速化が達成された。高速化を妨げる主要因は、セル台数が多い時に問題となる並列化の不可能な部分に要する計算時間、およびランダムウォークを行なう粒子数の少ない時に顕著となるセルでの待ち時間であることが判明した。

報告書

JRR-3改造炉の設計のための遮蔽解析,3; 中性子導管の物理と遮蔽

伊勢 武治; 丸尾 毅; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 宮坂 靖彦; 鈴木 正年; 福本 享*; 成田 秀雄*

JAERI-M 86-028, 107 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-028.pdf:2.94MB

JRR-3改造炉に設置予定の中性子導管の物理設計及び遮蔽設計のために行われた解析につてまとめた。すなわち、冷中性子導管及び熱中性子導管の出口でのエネルギ-分布及び空間分布を求めた。また導管を囲む遮蔽コンクリ-トの遮蔽効果も評価した。解析計算では、液体水素散乱カ-ネルはYoung-Koppelモデルを、冷中性子源スペクトル及び導管遮蔽にはANISNコ-ドを、導管中の中性子輸送にはMORSEコ-ドを用いた。

報告書

リチウム・ガラス・シンチレータによるトリチウム生成率の測定法

山口 誠哉; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋

JAERI-M 85-086, 40 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-086.pdf:1.12MB

核融合炉中性子工学実験への適用を目的とし、$$^{6}$$Li、$$^{7}$$Liガラス・シンチレー夕を用い、$$^{6}$$Liによるトリチウム生成率を測定する方法を開発した。本方法の利点は、(1)感度が高いので、重照射を必要とせず、(2)オンラインで測定できることである。$$Gamma$$線パックグランドは、両シンチレータの波高分布を差し引くことにより除いた。差引の際に必要となる、両シンチレ一タの$$gamma$$線検出効率比は、測定により決定した。$$^{6}$$Li(n,n'd)$$^{4}$$He反応等の競合反応の寄与については、運動学的解析による評価を行なった。また、自己遮蔽効果、および、$$alpha$$粒子・トリトンの逃げの割合についても検討を加えた。本方法を、D-T中性子場に置いた核融合炉ブランケット模擬体系内におけるTPR分布測定に応用し、測定されたTPR分布を中性子輸送計算の結果と比較検討した結果、本方法が、核融合炉中性子工学実験において有効であることが実証された。

報告書

JRR-3改造炉の遮蔽設計の概要

伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 宮本 啓二; 成田 秀雄*

JAERI-M 85-065, 15 Pages, 1985/06

JAERI-M-85-065.pdf:0.68MB

JRR-3改造炉の遮蔽設備、遮蔽設計方針、遮蔽解析方法、及び解析結果の概要について述べている。原子力学会の昭和60年年会(1985年3月、武蔵工業大学)において発表した「JRR-3改造炉の詳細設計 (8)遮蔽設計」の内容についてまとめたものである。

報告書

Graphs of Neutron Cross Sections in JSD 1000 for Radiation Shielding Safety Analysis

山野 直樹

JAERI-M 84-053, 301 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-053.pdf:6.05MB

遮断安全解析のために作成されたSD1000ライブラリの中性子断面積及び自己遮断係数のグラフが呈示されている。このグラフ集にはエネルギー領域3.51$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$eV~16.5MeVにおける'Hから$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Amまでの42核種に対する種々の部分断面積が収められている。Bondarenko型の自己遮断係数については各反応毎にBackground断面積30の値を0~10000として与えられている。

論文

Direct integration method for solving the neutron transport equation in three-dimensional geometry

笹本 宣雄; 竹内 清*

Nuclear Science and Engineering, 80, p.554 - 569, 1982/00

 被引用回数:14 パーセンタイル:79.63(Nuclear Science & Technology)

3次元(X,Y,Z)形状に対する中性子輸送方程式を直接積分法によって解く数値解法を提案した。微細エネルギー・メッシュスペクトル相対分布を散乱積分に適用する手法を新たに導入し、粗エネルギーメッシュによる3次元(X,Y,Z)形状実用遮蔽計算が可能となった。さらに線源分布近似に帰因する誤差の理論的解析を行い、本解法が$$Delta$$$$^{3}$$($$Delta$$:空間メッシュ)の誤差を有することを明らかにした。本解法の妥当性は、PCA実験およびWinfrith鉄平板透過実験の解析を通じて確かめた。

論文

Fundamental theory of direct integration method for solving the steady-state integral transport equation for radiation shielding calculation

竹内 清*; 笹本 宣雄

Nuclear Science and Engineering, 80, p.536 - 553, 1982/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:84.67(Nuclear Science & Technology)

定常の積分型輸送方程式を一般形状に対して解く直接積分法の理論を、単一エネルギー線源の精確な取り扱いやレイエフェクト低減化の技法とともに記述する。遮蔽計算に適するための解法の特徴が強調されている。例えば、中性子の弾性散乱には微分散乱断面積を、コンプトン散乱にはクライン・仁科の式を使用し非等方散乱を正確に取り扱う。線束項や線源項の空間積分を放射線の進行方向に直接積分し、点エネルギー計算により群計算の繰り返し計算を行なわない。またレイエフェクト低減のため非散乱線束を解析的に行なう等である。本解法の妥当性検証のためPALLAS-Pl、SP-BrおよびPALLAS-2DCY-FCコードによる計算を、水中の点線源からのガンマ線角度分布およびエネルギースペクトル、円筒および円環ダクト中性子ストリーミング、鉄深層透過問題に対して行い、実験値と比較したところかなり良い一致が得られた。しかし詳細に比較すると計算と実験との間に差が出ている場合もある。

報告書

ORIGEN-JR: A Computer Code for Calculating Radiation Sources and Analyzing Nuclide Transmutations

小山 謹二; 山野 直樹; 宮坂 駿一

JAERI-M 8229, 62 Pages, 1979/05

JAERI-M-8229.pdf:1.51MB

使用済燃料などの輸送容器、再処理工程における線源評価コードを開発した。同位体元素の生成、消滅計算はORIGENで行なっている。遮蔽詳細設計に必要な中性子エネルギースペクトルについては自発核分裂中性子源及び任意のアクチニド核種を軽元素との($$alpha$$、n)反応による寄与が計算できる。そのため角度依存($$alpha$$、n)断面積は統計模型を用いた計算により8核種($$^{9}$$Be、$$^{1}$$$$^{0}$$B、$$^{1}$$$$^{1}$$B、$$^{1}$$$$^{3}$$C、$$^{1}$$$$^{4}$$N、$$^{1}$$$$^{7}$$O、$$^{1}$$$$^{8}$$O、$$^{1}$$$$^{9}$$F)についてデータライブラリーを作成した。ORIGENで用いらている炉内中性子スペクトル指標の他に、各反応別の一群断面積の使用を可能として、より正確な燃焼条件を取扱える。遮蔽計算コードQAD-P5,ANISN-JR,DOT-IIIの線源入力形式に一致した線源データを与えることが可能である。

報告書

Discrete Ordinatesコードおよびモンテカルロコードによる2次元遮蔽ベンチマーク計算,1

炉物理研究委員会; 遮蔽専門部会

JAERI-M 7799, 53 Pages, 1978/08

JAERI-M-7799.pdf:1.53MB

中性子ストリーミング計算に対してDiscrete Ordinatesおよびモンテカルロコードの精度を検証するためにベンチマーク計算を実施した。今回使用したコードはDOT-III、TWOTRAN-II、PALLASおよびMORSEコードである。ベンチマーク問題が2つ選定され、これらはJRR-4において実施された実験にもとづいている。その第1は水中に設置された直円筒空気ダクト速中性子ストリーミング問題であり、他の問題は動力炉の圧力容器と1次遮蔽体との間の間隙を模擬した円環形状ボイド問題である。中性子空間分布が放射化法による測定で求められている。計算と実験との比較がダクトやボイド内およびこれらの周辺における反応率について実施された。全体としてかなり良い一致が得られたが、2、3の限られたケースでは極めて大きな差が出ており、あるいは収斂しない場合もあった。

論文

Benchmark tests of radiation transport computer codes for reactor core and shield calculations

朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01

 被引用回数:6

原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。

論文

Biased selection of particle flight directions as a variance reduction technique in Monte Carlo calculations

朝岡 卓見; 宮坂 駿一

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.603 - 609, 1977/08

 被引用回数:0

モンテカルロ法による隠蔽計算の実用的分散低減手法として、粒子飛行方法についての簡単なバイヤス法を新しく開発した。散乱された粒子のうち、進行方向が検出器へ向かっていないものは、その粒子の重みが最初の粒子源の重みに比べて十分小さくて、もはや重要でない場合にはkillされる。このようにして、検出器反応率を精度良く求めるために必要な粒子サンプル数を減らすのである。 この手法を多群中性子・ガンマ線輸送計算コードMORSEに組み込み、テスト計算を球状の高速中性子体系に対して行った。その結果、このバイヤス法は、中性子透過問題ばかりでなく、中性子倍増問題にも分散低減の機能を果すことが明らかにされた。すなわち原子炉の有効増倍率も中性子束も、path-length stretching法と比べ、同じ計算時間でより精度良く求められている。さらに、この粒子飛行方向バイヤス法は、他の分散低減手法と組み合わすことにより、より効果を現すことも示されている。

報告書

超電導マグネットの遮蔽設計の検討,3; 核融合実験炉の遮蔽設計

関 泰; 飯田 浩正; 井手 隆裕*

JAERI-M 6783, 69 Pages, 1976/11

JAERI-M-6783.pdf:1.98MB

原研で行なわれた核融合実験炉の第1次予備設計において超伝導マグネットの放射線に対する遮蔽設計を行なった。予備的に定めた遮蔽層を変更して全ての遮蔽設計基準が満たされる様にした。超伝導マグネットの遮蔽設計に対する1次元計算モデルの適用性を検討し、円柱モデルが適している事を示した。また生体遮蔽設計を検討し2mの厚さの通常コンクリ-トを2次生体遮蔽とすれば十分である事を示した。

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