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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

3次元六角体系用中性子輸送計算コードの整備,2; MINISTRIコードの改良及び機能拡張

杉野 和輝; 滝野 一夫

JAEA-Data/Code 2019-011, 110 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-011.pdf:3.37MB

実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用三角メッシュ離散座標法(SN法)輸送計算コードMINISTRIコード(Ver.7.0)を整備した。具体的には、これまで整備したMINISTRIコード(Ver.1.1)の非収束性の問題を詳細に分析し、適切な改良を行うことにより、大型炉心体系への適用における収束性を飛躍的に向上させることができた。改良後のMINISTRIを種々の高速炉炉心を対象にして検証を行った結果、同じ断面積を用いた多群モンテカルロ法計算結果に対して、実効増倍率で0.1%以内、出力分布で0.7%以内の一致が見られ、十分な精度を有することを確認した。また、計算時間に関しては、初期拡散計算機能の導入と並列処理化により、従来と比較して約10分の1への計算時間の短縮を図ることができた。更に、セル非等方ストリーミング効果取り扱い機能の導入、摂動計算ツールの整備、六角格子内三角メッシュ毎断面積指定機能の追加、六角メッシュ計算コードMINIHEX統合を行い、汎用性を高めた。

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.

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。

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

Calculations of safe distance from the point of a severe accident during transportation of a package containing spent nuclear fuels

渡辺 文隆; 奥野 浩

Proceedings of 18th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2016) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/09

本論文は、核燃料物質輸送の過酷事故に伴う放射性物質放出の影響に関する計算を示す。フランスで用いられている使用済核燃料輸送物TN12を対象とした過酷事故の隔離距離の追計算、「原子力施設等の防災対策について」の追計算、さらに、日本で使用されている使用済核燃料輸送物NFT-14Pを対象に、フランス論文に記された事故想定で計算した。隔離距離の計算結果は30m程度になった。上記の計算は、米国で開発されたHotSpotコードを用いた。日本で開発・利用されているEyesActとの比較計算も行った。

報告書

MOSRA-SRAC; Lattice calculation module of the modular code system for nuclear reactor analyses MOSRA

奥村 啓介

JAEA-Data/Code 2015-015, 162 Pages, 2015/10

JAEA-Data-Code-2015-015.pdf:3.99MB
JAEA-Data-Code-2015-015-appendix(CD-ROM).zip:3.38MB

MOSRA-SRACは、モジュラー型原子炉解析コードシステム(MOSRA)の格子計算モジュールである。本モジュールは、既存の軽水炉や研究炉などを含む多様な原子炉の燃料要素に対し、日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0から作成した200群断面積セットを用いた衝突確率法に基づく中性子輸送計算を行う機能を有する。また、格子内の各燃料物質中の最大234核種に対する核種生成崩壊計算を行う。これらにより、MOSRA-SRACは、炉心計算で使用する燃焼依存の実効微視的断面積及び巨視的断面積を提供する。

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:18 パーセンタイル:19.92(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。

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。

報告書

中性子束分布計算に3次元体系を導入したJRR-2原子炉本体放射化放射能量評価

岸本 克己; 有金 賢次*

JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB

現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.9$$times$$10$$^{14}$$Bqとなった。

報告書

The Libraries FSXLIB and MATXSLIB based on JENDL-3.3

小迫 和明*; 山野 直樹*; 深堀 智生; 柴田 恵一; 長谷川 明

JAERI-Data/Code 2003-011, 38 Pages, 2003/07

JAERI-Data-Code-2003-011.pdf:1.29MB

JENDL-3の第3改訂版(JENDL-3.3)は2002年5月に公開された。このライブラリーは種々の分野で利用される。今般、MCNPやANISN等の輸送計算コード用にJENDL-3.3に基づく2つのライブラリーFSXLIB-J33とMATXSLIB-J33を整備した。これらのライブラリーは、申し込みにより利用可能である。

報告書

放射線輸送計算によるJCO臨界事故時の線量当量率分布評価

坂本 幸夫

JAERI-Research 2002-025, 34 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-025.pdf:1.91MB

原子力施設の防災対策では、施設内外での放射線の線量当量率分布及びエネルギースペクトルの評価が必要であり、施設独自の建家構造を考慮した詳細解析には3次元放射線輸送計算コードが有用なツールとなる。平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場の臨界事故解析を、モンテカルロ法の放射線輸送計算コードで行い、線量率分布及びエネルギースペクトルの信頼性,敷地外側での線量率分布に影響する因子を検討した。事故現場の転換試験棟を直接見通すことのできる事務棟2階会議室での実測値を再現し、「中性子計数率の時間変化パターン」に従った臨界状態の出力を満たす放射線輸送計算の条件を検討した。壁材及び天井材に用いられている軽量気泡コンクリートに水分量を0.15g・cm$$^{-3}$$程度追加すれば、妥当な結果が得られることを見いだした。また、他のモニタリング位置に関してはファクター3の範囲内で実測値を再現できる値を得た。さらに、事故終息後の$$gamma$$線の線量当量率評価から、臨界直後の変動の大きい期間の核分裂数とその後の事故終息までの変動の小さい期間の核分裂数の比率を評価し、「中性子計数率の時間変化パターン」と矛盾のないことを確認した。

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:26 パーセンタイル:14.95(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

Fast vector computation of the characteristics method

久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.256 - 263, 2002/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:74.88(Nuclear Science & Technology)

非均質中性子輸送計算法であるCharacteristics法のベクトル化手法として、Odd-Even Sweep(OES) 及び Independent Sequential Sweep (ISS)法を開発した。これらの手法はベクトル計算の有効的な利用のために、回帰演算を避けながらベクトル長を長くする。現実的な集合体を計算対象として、両手法の効果を調べた。両手法とも、スカラー計算に対するベクトル計算の計算速度向上比約15の高速演算を達成した。ISS法とOES法の比較という観点からは、ISS法がベクトル-スカラー速度比を低下させずに、記憶容量を節約できること、また、早い収束性を示すことから、ISS法がベクトル化手法として優れていると結論付けられる。

報告書

加速器駆動炉の炉物理ワーキングパーティー活動報告書; 平成11年7月~平成13年3月

炉物理研究委員会

JAERI-Review 2001-047, 180 Pages, 2002/02

JAERI-Review-2001-047.pdf:10.03MB

炉物理研究委員会の下に、加速器駆動型未臨界炉システム(ADS)の現状と課題を炉物理的な観点から検討することを目的として、平成11年7月に「加速器駆動炉の炉物理ワーキングパーティー(略称ADS-WP)」が設立された。本ワーキングパーティーでは、第1回ADS-WP会合において、2年間の活動指針を討議し、(1)「高エネルギー領域の中性子輸送計算の問題」,(2)「未臨界炉に特徴的な静特性と動特性(安全性)の問題」,(3)「概念設計、要素技術開発を含むシステム設計の問題」の3課題を重点的に取り上げていくことを決定した。ADS-WPの活動期間は平成11年7月より平成13年3月であり、この間に合計4回の会合を開催し、これらの課題について討議した。また、原研と高エネルギー加速器研究機構との共同による「大強度陽子加速器計画」における原研「核変換物理実験施設」計画への意見・要望の調査・取りまとめを行った。本資料は、上記活動期間中におけるADS-WPの活動成果を取りまとめたものである。本資料がADS-WPの成果を概観し、さらには今後の新たな研究活動の指針選定に役立つことを期待する。

報告書

ベクトル計算機を用いたCharacteristics法の高速計算

久語 輝彦

JAERI-Research 2001-051, 39 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-051.pdf:2.04MB

ベクトル計算機を用いて非均質中性子輸送計算法であるCharacteristics法の高速計算の研究を行った。ベクトル化手法としてOdd-Even Sweep(OES) 及び Independent Sequential Sweep (ISS)法を開発した。典型的な燃料集合体を対象として、両手法により集合体計算を行い、ベクトル計算の効果を調べた。その結果、両ベクトル化手法とも、ベクトル計算のスカラー計算に対する速度向上率15の高速演算を達成した。ISS法とOES法の比較という観点からは、最も時間を要する中性子伝播計算に要する計算時間に差がないこと、外部反復の収束性はISS法が優れていること、及びISS法の記憶容量はOES法の場合の1/5に節約できることがわかった。これらより、ISS法がベクトル化手法として優れていると結論付けられる。ベクトル計算においては、算術関数の代わりにテーブル内挿方式により指数関数を評価しても、全体では約20%の計算時間の節約にとどまる。粗メッシュリバランス法及びAitken加速法はともに有効であり、それらの組み合わせにより、収束に要する反復回数を1/4から1/5に低減できることを確認した。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

論文

External doses in the environment from the Tokai-mura criticality accident

遠藤 章; 山口 恭弘; 坂本 幸夫; 吉澤 道夫; 津田 修一

Radiation Protection Dosimetry, 93(3), p.207 - 214, 2001/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.2(Environmental Sciences)

JCO臨界事故における事故現場周辺の主たる放射線被ばくは、ウラン溶液が注がれた沈殿槽内の核分裂反応で発生した中性子及び$$gamma$$線によってもたらされた。そこで、周辺住民の線量を評価するために、JCO敷地内外におけるモニタリングデータ及び放射線輸送シミュレーション手法を用いて、周辺環境における中性子及び$$gamma$$線の線量当量を評価した。事故発生から終息までの期間における時刻及び距離ごとの積算線量を算出した。その結果、避難要請が行われた350m圏以遠の住民等の線量は、1mSv以下と推定された。本評価値は、家屋の遮蔽性能及び行動調査とあわせて、各個人の線量を推定するための基礎データとなった。

論文

A Method to calculate sensitivity coefficients of reactivity to errors in estimating amounts of nuclides found in irradiated fuel

奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.84(Nuclear Science & Technology)

燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。

論文

Benchmark experiment on void effects in a bulk shield assembly and investigation on the predictive ability of these effects by transport calculations

前川 藤夫; 今野 力; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋; 池田 裕二郎

Fusion Engineering and Design, 42, p.275 - 280, 1998/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原研FNSのD-T中性子源を用い、核融合炉の遮蔽体中に存在するボイド領域が遮蔽能に与える影響を調べるためのベンチマーク実験を行った。直径1200mm、厚さ1118mmのステンレス鋼の深さ300mm近傍にボイド領域を設けた遮蔽体とボイドのない遮蔽体について、D-T中性子入射時の各種の中性子・$$gamma$$線応答をボイド領域の背後で測定した。また輸送計算を行い、実験・計算の両者に対してボイドの有無による応答の比(ボイド効果)を導出した。14-MeV中性子に対するボイド効果は最大4と顕著だが、1MeV以下の中性子束と$$gamma$$線束では効果は高々1.3と小さかった。モンテカルロ法輸送計算コードMCNP-4とMVPによる結果は実験値と良く一致した。しかし2次元S$$_{N}$$法に基づくDOT-3.5コードの結果は1回散乱源法を採用にも関わらずボイドの背後でレイ効果が現れ、計算精度低下の一因となった。

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