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論文

Study on energy response of a solid state nuclear track detector to neutrons up to 80MeV

中根 佳弘; 坂本 幸夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 471(3), p.348 - 357, 2001/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.02

固体飛跡検出器は個人被ばく及び放射線場の測定において広く用いられている。検出器の応答関数について、20MeV以上では標準場及び反応課程の複雑さなどにより、これまで実験及び計算のいずれもほとんど行われていない。本研究では固体飛跡検出器の中高エネルギー中性子測定への応用を目指し、応答関数計算コードSSNRESを80MeVの入射中性子まで考慮できるよう改良するとともに、1mm厚さのラジエータを有する反跳陽子型固体飛跡検出器の応答関数をTIARA及び東北大CYRICの22-65MeV準単色中性子場で測定し、コードの制度検証を行った。その結果、22-40MeV中性子に対する応答計算値は実験値を12%以内で再現した。また65MeV実験値に対しては22-28%の過小となった。これは低エネルギー線源スペクトルの評価精度、計算において酸素原子を炭素原子置き換えたためと推定される。

論文

Development of the code system ACCEL for accelerator based transmutation research

西田 雄彦; 佐々 敏信; 高田 弘; 滝塚 貴和

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.668 - 674, 1996/00

オメガ計画に従って加速器消滅処理システムの概念検討を進めているが、その性能予測用計算コードシステムACCLの開発及び高度化を行った。数GeV~20MeV領域のハドロン核反応・輸送過程を扱うカスケードコード(NMTC/JAERI)では、核内での核子の反射屈折効果の採用、核子-核子散乱断面積の更新、核子-原子核散乱断面積の採用全断面積の評価済データによる差し替え及び核分裂パラメータの調整等を行い加速器消滅処理システムの重要因子である核破砕中性子源の強度及び分布の予測精度を向上させた。20MeV以下では、これまでの中性子輸送コードTWOTRAN2(Sn)及びMORSE(モンテカルロ)を、高度化されたTWODANT及びMCNP4Aでさしかえ、消滅炉心の計算時間の大巾な短縮を達成した。また従来の核データライブラリENDF-B4ではなく、最新のJENDL3.2に対応する73群定数ファイルを作成し計算精度を向上させた。

報告書

DOT3.5コードのベクトル化; DOT3.5NEA版,DOT3.5FNS版,DOT3.5炉設計版,RADHEAT-V4,DOT-DD

野々宮 厳*; 石黒 美佐子; 筒井 恒夫

JAERI-M 90-108, 77 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-108.pdf:1.85MB

本報告は、Sn法による2次元放射線輸送コードDOT3.5のベクトル化について述べる。対象としたコードは、ORNLで開発されたオリジナル版だけでなく日本原子力研究所内で実際に用いられているDOT3.5の改良版であるDOT3.5コードFNS版、DOT3.5コード炉設計版、RADHEAT-V4システムESPRITモジュールについてもベクトル化を行なった。さらにDOT3.5コードFNS版とDOT3.5のDDX版であるDOT-DDコードに対して入出力処理の高速化を実施した。ベクトル化版のオリジナル版に対する性能向上は、DOT3.5コードで1.7~1.9倍、DOT3.5FNS版で2.2~2.3倍、DOT3.5炉設計版で1.7倍、RADHEAT-V4システムで3.1~4.4倍である。また、入出力処理高速化版のオリジナル版に対する経過時間は、DOT3.5FNS版及びDOT-DDコードで50%~65%に減少した。

報告書

ANISN-DD; One-dimensional Sn transport code using multi-group double-differential form cross sections

森 貴正; 佐々木 誠*; 中川 正幸

JAERI-M 87-123, 55 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-123.pdf:1.21MB

一次元SnコードANISNの改良版を作成した。本コードは特に、核融合炉のニュートロニクス計算でみられるような強い非等方散乱断面積を持つ物質中での中性子輸送計算において有用である。本コードでは強い非等方散乱を精度良く取り扱うために、従来のルジャンドル展開に代って、多群二重微分型断面積(DDX)を用いている。その結果、散乱後のエネルギーと散乱角の相関が多群近似の範囲で正確に考慮されている。本コードはオリジナル版の持つ機能の他に、DDXライブラリーを用いた輸送計算(固定源問題及び固有値問題)、adjoint計算、及びDDXの縮約の機能を持っている。

論文

球形減速材付BF$$_{3}$$比例計数管のエネルギー応答特性の評価

浅野 芳裕

保健物理, 22, p.445 - 451, 1987/00

放射線防護上中性子測定を行う場合、その対象とするエネルギー範囲は熱領域から10数MeVにおよぶ。この広いエネルギー範囲を測定するものとしてポリエチレンなどの減速材と中性子検出器を組み合わせた減速材付検出器がよく用いられている。これらの検出器のエネルギー応答特性の多くは中性子輸送計算やモンテカルロ計算によって得られたものであり、高い信頼性を得るためには加速器を用いた単色中性子線などによる実験値と計算値との比較がなされる必要がある。そこで今回、球形のBF$$_{3}$$カウンタを内蔵した減速材の厚さが1cmから14cmまでの8種類の球形減速材付検出器を製作し、そのエネルギー応答特性を実験および計算を行うことにより評価し良好な結果が得られたので報告する。

報告書

SRAC:JAERI thermal reactor standard code system for reactor design and analysis

土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*

JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01

JAERI-1285.pdf:10.27MB

SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。

報告書

中性子輸送コードのベクトル計算処理(DOT3.5,TWOTRAN,ANISN,PALLAS,BERMUDA)

石黒 美佐子; 筒井 恒夫

JAERI-M 82-199, 40 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-199.pdf:0.94MB

中性子輸送計算は、原子炉の遮蔽問題や臨界問題を取扱い、原研ては、計算量の多い分野の1つである。そこで、近い将来におけるスーパーコンピュータの利用を想定し、中性子輸送コードのベクトル計算への適応性について調査した。差分近似法を用いたDOT3.5、TWOTRAN、ANISNと直接積分法を用いたPALLAS-2DCY、BERMUDA-2DNを取上げる。ベクトル計算効果は、解法、形状、取扱われる問題に大きく依存することが解った。ここでは、各コードに対し、ベクトル化の問題点、再構成、F230-75 APUによる計算速度の実測、反復解法の数値実験などが記述される。

報告書

ROSA-III実験RUN 912(国際標準問題No.12)の予測解析

安部 信明*; 熊丸 博滋; 田坂 完二

JAERI-M 9621, 116 Pages, 1981/08

JAERI-M-9621.pdf:2.93MB

日本原子力研究所のROSA-III計画の一環としてCSNI(Comittee on the Safety of Nuclear Installation)の国際標準問題第12番(ISP-12)に対する実験RUN912が行なわれる。ROSA-III実験RUN912は沸騰水型原子炉の再循環ポンプ吸込側配管の5%スプリット破断を模擬し高圧炉心スプレの単一故障を仮定してしいる。ROSA-III実験RUN912の予測解析をRELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードを用いて行なった。RELAP4J、RELAP4/MOD6、RELAP5/MOD0コードは軽水炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力現象を解析するコードである。RELAP4JおよびRELAP4/MOD6コード均質平衡の二相流モデルに基づいているのに対し、RELAP5/MOD0コードは非均質非平衡の二相流モデルに基づく最新のコードである。この予測解析により各コードの特徴が把握でき、冷却材喪失事故解析コードの評価を有効に行なう事ができる。

報告書

An Analysis of CSNI Standard Problem No.6 by ALARM-B1 Computer Code

佐々木 忍

JAERI-M 8483, 74 Pages, 1979/10

JAERI-M-8483.pdf:1.57MB

ALARM-B1コードによるCSNI標準問題No.6の解析日本原子力研究所東海研究所安全解析部佐々木忍本報告書はBWR用LOCA解析コードALARM-B1によるCSNI国際標準問題No.6の解析結果をまとめたものである。問題の趣旨は、特にブローダウン後の液位上昇や流出流量を計算するモデルの妥当性を検証することにおかれた。今回の計算は非平衡現象が存在する初期のphaseに対して実行された。西ドイツBattelle研究所で実施された本実験は、平衡モデルの計算コードにより非平衡現象を解明しようとする無理があるため本コードのサンプル問題としてが必ずしも適当ではないが、当該コードによる解析結果が実際の非平衡現象にどの程度肉薄するものか注目された。圧力容器内での非平衡による圧力の一時的不一致がみられたが、後半両者は近づいた。液位の上昇はコードのもつ分離モデルでよく説明され、更に流出流量も15%の実験誤差範囲内でほぼ正しく予測された。

論文

An Improvement of the PALLAS discrete-ordinates transport code

笹本 宣雄; 竹内 清*

Nuclear Science and Engineering, 71(3), p.330 - 342, 1979/00

 被引用回数:6

直接積分法によるディスクリート・オーディネイト輸送コードPALLASに対して、線源分布の関数近似を線形関数から線形関数と指数関数の組合わせへと変えることにより数値計算精度の改善を行った。修正PALLASコードの計算結果を、従来のPALLASの計算結果およびS$$_{N}$$コードANISNの計算結果と比較した結果、本計算手法は空間メッシュサイズや線源条件に関係なく他の計算手法よりも大幅に数値計算誤差を減らせることがわかった。

報告書

FEMRZ:Program for solving two-dimensional neutron transport problems in cylindrical geometry by the finite element method

藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 大西 忠博*; 中原 康明

JAERI 1253, 29 Pages, 1978/02

JAERI-1253.pdf:1.22MB

有限要素法により、二次元(r、z)円柱体系における多群中性子輸送問題を解くプログラムが開発された。数値解法としては、高次のラグランジュ多項式に基づく有限要素法が空間変数に適用されており、物質境界で中性子束が不連続になることが許されている。実際規模の問題を含むいくつか例が与えられた、その結果がFEMRZの有効性を例訂するためにSm法と比較され、検討している。双二次近似の場合は、特別な考慮をしない、粗いメッシュのときどきでも十分精度が良く、数値的にも安定である。

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

Application of finite element method to two-dimensional multi-group neutron transport equation in cylindrical geometry

藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 中原 康明; 大西 忠博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.541 - 550, 1977/08

 被引用回数:3

先に、二次元(r,z)円柱体系における多群中性子輸送問題を有限要素法で解くアルゴリズムが開発され、簡単なモデルによる計算もなされた(日本原子力学会、昭和49年秋の分科会、同昭和50年年会での口頭発表)。 有限要素法は(r、z)面内の正規長方形小領域上の空間変数に応用されている。 本稿では、そのアルゴリズムのうち、双一次または双二次多項式を基底として用いた不連続法およびその計算結果について述べる。 原子炉の現実的な体系を中心としたいくつかの数値例が示されるが、双二次近似による解は精度も良く、粗いメッシュのときでも数値的に安定である。 また、汎用的なダイヤモンド差分法によるコードとの比較もなされ、また数値計算の結果を通じて不連続法の利点が示されている。

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