JP2013186016A - 放射線データの三次元空間分布算出方法 - Google Patents
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Abstract
【課題】二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いて、発電用沸騰水型原子炉の原子炉周りの構造物の放射線データを精度良く算出する。
【解決手段】ステップＳ０６Ａでは、Ｒ−Ｚ体系での（ｒ，ｚ）座標依存の中性子束及びガンマ線束に基づき、着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データを算出する。ステップＳ０６Ｂでは、Ｒ−θ体系での（ｒ，θ）座標依存の中性子束及びガンマ線束に基づき、着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データを算出する。ステップＳ０７では、着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データを、θ方向に積分して放射線データの平均値を算出し、ステップＳ０８Ａで、補正係数Θ（ｒ,θ）を算出する。ステップＳ０９では、ステップＳ０６Ａで算出された着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データに補正係数Θ（ｒ,θ）を乗じて、着目メッシュの（ｒ,θ，ｚ）座標依存の放射線データを算出する。
【選択図】図２
【解決手段】ステップＳ０６Ａでは、Ｒ−Ｚ体系での（ｒ，ｚ）座標依存の中性子束及びガンマ線束に基づき、着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データを算出する。ステップＳ０６Ｂでは、Ｒ−θ体系での（ｒ，θ）座標依存の中性子束及びガンマ線束に基づき、着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データを算出する。ステップＳ０７では、着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データを、θ方向に積分して放射線データの平均値を算出し、ステップＳ０８Ａで、補正係数Θ（ｒ,θ）を算出する。ステップＳ０９では、ステップＳ０６Ａで算出された着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データに補正係数Θ（ｒ,θ）を乗じて、着目メッシュの（ｒ,θ，ｚ）座標依存の放射線データを算出する。
【選択図】図２
Description
本発明は、放射線データの三次元空間分布算出方法に関するものであり、特に、発電用沸騰水型原子炉における原子炉周りの空間領域における中性子束、ガンマ線束を二次元輸送計算コードにより求め、所定の換算係数を乗じることで、必要とする放射線の被照射に係る放射線データを求める放射線データの三次元空間分布算出方法に関する。
原子力発電プラントの高経年化や出力増大に より影響を受ける原子炉材料の健全性、被曝低減に関係する水質改善、原子力発電プラントの予防保全等の評価の観点から、原子炉圧力容器を含む原子炉圧力容器内に含まれる材料の中性子照射量やされる中性子のエネルギスペクトルや発熱量等の放射線データが用いられる。例えば、炉内構造物のＩＡＳＣＣ（Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking、照射誘起応力腐食割れ）に関しては、炉心シュラウド等の炉内構造物への中性子照射量の放射線データが必要となる。
近年、材料の健全性評価に用いる放射線データの精度が、材料の耐用年数に大きな影響を与えることが認識され、中性子照射量や中性子のエネルギスペクトル等の放射線データに関する高精度化の要求が高まってきた。
また、原子炉圧力容器の外側の原子炉遮蔽壁は、原子炉からの放射線、主にガンマ線による発熱によりコンクリートに含まれる水分の蒸発等の悪影響が懸念されるため、放射線（中性子やガンマ線）の遮蔽評価と相俟って、発熱量評価も必要になってきた。
また、原子炉圧力容器の外側の原子炉遮蔽壁は、原子炉からの放射線、主にガンマ線による発熱によりコンクリートに含まれる水分の蒸発等の悪影響が懸念されるため、放射線（中性子やガンマ線）の遮蔽評価と相俟って、発熱量評価も必要になってきた。
原子炉圧力容器内の任意の位置の中性子照射量や中性子のエネルギスペクトル、原子炉遮蔽壁の発熱量は直接的に測定できないため、遮蔽解析コードを用いて、中性子束やガンマ線束を評価する。
発電用沸騰水型原子炉の炉心は、原子炉圧力容器内の炉心シュラウドと呼ばれる円筒形状の構造物に囲まれた領域にあり、燃料集合体を円形に近い形になるように林立配置している。更に、炉心シュラウドより外側の原子炉圧力容器、その外側の原子炉遮蔽壁は円筒形状をしており、原子炉周りの形状は概ね円筒形で近似できる。
発電用沸騰水型原子炉の炉心は、原子炉圧力容器内の炉心シュラウドと呼ばれる円筒形状の構造物に囲まれた領域にあり、燃料集合体を円形に近い形になるように林立配置している。更に、炉心シュラウドより外側の原子炉圧力容器、その外側の原子炉遮蔽壁は円筒形状をしており、原子炉周りの形状は概ね円筒形で近似できる。
しかしながら、炉心の炉心シュラウド近傍や、原子炉圧力容器のすぐ内側の比較的炉心外周部に近い領域では、炉心の軸方向高さは同じで、炉心中心軸からの径方向距離が同じであっても、周方向の位置が異なる領域では、最も近い位置に配置された燃料集合体からの距離が異なるため、中性子束やガンマ線束は周方向に変動が生じる。
このため、要求される精度を満たす放射線データを評価するためには、炉心の特に外周部分についての燃料集合体横断面の矩形状を反映した中性子束やガンマ線束の三次元空間分布の精度の良い評価が必要になる。
このため、要求される精度を満たす放射線データを評価するためには、炉心の特に外周部分についての燃料集合体横断面の矩形状を反映した中性子束やガンマ線束の三次元空間分布の精度の良い評価が必要になる。
特許文献１には、沸騰水型原子炉におけるステンレス鋼構成部材のヘリウム含有量を計算するための方法として、原子炉の所定の領域についての中性子フルエンスを求める工程、及び所定の方程式を用いて、原子炉の所定の領域におけるステンレス鋼構成部材のヘリウム含有量を計算する工程とを含むものが開示されている。
この特許文献１に記載の技術においては、中性子フルエンスは、三次元モンテカルロ放射線輸送計算によって算出されている。
この特許文献１に記載の技術においては、中性子フルエンスは、三次元モンテカルロ放射線輸送計算によって算出されている。
原子炉周りの空間領域における中性子束、ガンマ線束の空間分布、及びそれらのエネルギスペクトルを精度良く求めるためには、放射線輸送計算コードを用いるのが一般的である。放射線輸送計算コードには、離散座標Ｓｎ法計算コードやモンテカルロ計算コードがあるが、放射線の深層透過計算における広範囲の放射線データ分布やエネルギスペクトルを合理的な計算時間で得るには、三次元モンテカルロ計算コードは不向きである。
また、三次元離散座標Ｓｎ法計算コードにより原子炉周りの空間領域における中性子束、ガンマ線束の空間分布、及びそれらのエネルギスペクトルを精度良く求める方法もあるが、三次元離散座標Ｓｎ法計算コードの計算体系のモデル作製に要する時間は、二次元離散座標Ｓｎ法計算コードの計算体系のモデル作製に要する時間と比較して、数倍掛かること、更に、計算時間も三次元モンテカルロ計算コードよりは相対的に短いが、二次元離散座標Ｓｎ法計算コードに比べれば膨大となる。その結果、原子炉圧力容器内部の材料の放射線データの要求に対して、短時間に計算結果を提供できないという課題があった。
そのため、発電用沸騰水型原子炉の原子炉周りの構造物の形状は、概ね円筒で近似できることから、Ｒ−Ｚ体系（（ｒ，ｚ）座標系）による二次元離散座標Ｓｎ計算コードが従来から用いられてきた。この計算方法では、炉心中心軸をＺ軸とし、Ｚ軸を通る縦断面をＲ方向、Ｚ方向にメッシュ分割してモデル化し、計算メッシュ毎に中性子束、ガンマ線束の空間分布と、エネルギスペクトルを計算する二次元多群輸送計算を行う。
しかしながら、前記した二次元離散座標Ｓｎ計算コードによるＲ−Ｚ体系の計算では、周方向に均一化したモデルであり、例えば、炉心シュラウドにおいて、炉心中心軸からの径方向距離が同じであっても、周方向の位置が異なる領域では、最も近い位置に配置された燃料集合体からの距離が異なるため、中性子束やガンマ線束は周方向に変動が生じることが考慮できないという問題があった。特に、炉心の径方向最外周の燃料集合体に最も近い炉心シュラウドの部位では、中性子束やガンマ線束が実際より小さく評価されるという課題があった。
本発明は、前記した従来の課題を解決するものであり、簡単な二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いて、発電用沸騰水型原子炉の原子炉周りの構造物の放射線データをより精度良く算出できる放射線データの三次元空間分布算出方法を提供することを目的とする。
前記課題を解決するために、本発明は、所定の容積内の沸騰水型原子炉及び複数の部品、並びに沸騰水型原子炉の周囲に設けられた少なくとも原子炉遮蔽壁を含む構造物についての、材料と（ｒ，ｚ）座標系及び（ｒ，θ）座標系の幾何学的形状データとを含む入力データである第１ライブラリと、材料の放射線反応データを含む入力データである第２ライブラリとを用いて、沸騰水型原子炉及び沸騰水型原子炉の周囲の空間を含む所定の容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束を（ｒ，ｚ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出する第１の二次元輸送解析工程と、
材料に対する放射線線量率、放射線照射量、発熱量及び中性子損傷率のうちのいずれか１つを少なくとも含む記放射線の被照射に係る放射線データを算出するための換算係数データの入力データである第３ライブラリと、第２の二次元輸送解析工程により算出された容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線の被照射に係る放射線データを第１の放射線データとして算出する第１の放射線データ算出工程と、
入力データの前記第１ライブラリと前記第２ライブラリとを用いて、前記所定の容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束を（ｒ，θ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出する第２の二次元輸送解析工程と、
入力データの前記第３ライブラリと、第２の二次元輸送解析工程により算出された水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線の被照射に係る放射線データを第２の放射線データとして算出する第２の放射線データ算出工程と、を含み、
更に、第２の放射線データ算出工程で算出された第２の放射線データを、θ座標について積算平均化処理し、前記容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系のｒ座標にのみ依存する第３の放射線データを算出する第３の放射線データ算出工程と、
第２の放射線データ算出工程において算出された（ｒ，θ）座標依存の第２の放射線データを、第３の放射線データ算出工程において算出されたｒ座標のみに依存する第３の放射線データで除して、（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を算出する補正係数算出工程と、
補正係数算出工程において算出された（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を、第１の放射線データ算出工程において算出された（ｒ，ｚ）座標系依存の第１の放射線データに乗じて、前記容積内の（ｒ，θ，ｚ）座標系の放射線の被照射に係る放射線データを第４の放射線データとして算出する第４の放射線データ算出工程と、を含むことを特徴とする。
材料に対する放射線線量率、放射線照射量、発熱量及び中性子損傷率のうちのいずれか１つを少なくとも含む記放射線の被照射に係る放射線データを算出するための換算係数データの入力データである第３ライブラリと、第２の二次元輸送解析工程により算出された容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線の被照射に係る放射線データを第１の放射線データとして算出する第１の放射線データ算出工程と、
入力データの前記第１ライブラリと前記第２ライブラリとを用いて、前記所定の容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束を（ｒ，θ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出する第２の二次元輸送解析工程と、
入力データの前記第３ライブラリと、第２の二次元輸送解析工程により算出された水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線の被照射に係る放射線データを第２の放射線データとして算出する第２の放射線データ算出工程と、を含み、
更に、第２の放射線データ算出工程で算出された第２の放射線データを、θ座標について積算平均化処理し、前記容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系のｒ座標にのみ依存する第３の放射線データを算出する第３の放射線データ算出工程と、
第２の放射線データ算出工程において算出された（ｒ，θ）座標依存の第２の放射線データを、第３の放射線データ算出工程において算出されたｒ座標のみに依存する第３の放射線データで除して、（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を算出する補正係数算出工程と、
補正係数算出工程において算出された（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を、第１の放射線データ算出工程において算出された（ｒ，ｚ）座標系依存の第１の放射線データに乗じて、前記容積内の（ｒ，θ，ｚ）座標系の放射線の被照射に係る放射線データを第４の放射線データとして算出する第４の放射線データ算出工程と、を含むことを特徴とする。
本発明によれば、沸騰水型原子炉及び沸騰水型原子炉の周囲の空間を含む所定の容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束を（ｒ，θ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出し、それに第３ライブラリを用いて、前記所定の容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の第２の放射線データを算出できる。そして、補正係数算出工程で得られた（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を得る。
また、発電用沸騰水型原子炉では、炉心外周部以外の原子炉周りの形状を円筒形状でモデル化できる特徴を利用し、第２の二次元輸送解析工程で得られた前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束に第３ライブラリを用いて、前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の第２の放射線データを算出できる。
最後に、前記容積内の（ｒ，θ）座標系依存の第１の放射線データに、（ｒ，θ）座標系依存の補正係数と、（ｒ，ｚ）座標系の第２の放射線データと、を乗じて前記容積内の（ｒ，ｚ，θ）座標系における第４の放射線データを算出することができる。
また、発電用沸騰水型原子炉では、炉心外周部以外の原子炉周りの形状を円筒形状でモデル化できる特徴を利用し、第２の二次元輸送解析工程で得られた前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束に第３ライブラリを用いて、前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の第２の放射線データを算出できる。
最後に、前記容積内の（ｒ，θ）座標系依存の第１の放射線データに、（ｒ，θ）座標系依存の補正係数と、（ｒ，ｚ）座標系の第２の放射線データと、を乗じて前記容積内の（ｒ，ｚ，θ）座標系における第４の放射線データを算出することができる。
その結果、炉心中心軸からの径方向距離が同じであっても、周方向の位置が異なる領域では、最も近い位置に配置された燃料集合体からの距離が異なるため、中性子束やガンマ線束は周方向に変動が生じることによる第４の放射線データの周方向の変化を考慮することができ、精度の良い第４の放射線データを得ることができる。
また、二次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算は、三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算よりも次元数が少ないので、より簡便であり、領域の寸法入力やメッシュ分割等の計算モデルの作成に要する時間を削減することができる。
更に、二次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算は、三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算よりも収束が早く、（ｒ，θ）座標系と（ｒ，ｚ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算を２つ行っても、三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算よりも計算時間が少なくてすむ。つまり、計算モデルの作成に要する時間、計算時間を三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算の場合と比較して約半分に低減でき、最終的に計算コストを低減できる。
また、二次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算は、三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算よりも次元数が少ないので、より簡便であり、領域の寸法入力やメッシュ分割等の計算モデルの作成に要する時間を削減することができる。
更に、二次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算は、三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算よりも収束が早く、（ｒ，θ）座標系と（ｒ，ｚ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算を２つ行っても、三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算よりも計算時間が少なくてすむ。つまり、計算モデルの作成に要する時間、計算時間を三次元離散座標Ｓｎ計算コードによる放射線束の計算の場合と比較して約半分に低減でき、最終的に計算コストを低減できる。
本発明によれば、簡単な二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いて、発電用沸騰水型原子炉の原子炉周りの構造物の放射線データをより精度良く算出できる放射線データの三次元空間分布算出方法を提供することができる。
《第１の実施形態》
図１から図４を参照して第１の実施形態に係る沸騰水型原子炉周りの放射線データ（被照射に係る放射線データ）の三次元空間分布算出方法について説明する。
図１、図２は、本実施形態に係る原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法のフローチャートである。図３は、原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−θ体系の概略説明図、図４は、原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−Ｚ体系の概略説明図である。
本実施形態における沸騰水型原子炉、後記する原子炉遮蔽壁を含むＲ−Ｚ体系又はＲ−θ体系の材料・幾何学的モデルが、特許請求の範囲に記載の「内部に複数の部品が配置された所定の容積」に対応し、ここで、原子炉遮蔽壁等が特許請求の範囲に記載の「沸騰水型原子炉の周囲に設けられた少なくとも原子炉遮蔽壁を含む構造物」に対応する。
図１から図４を参照して第１の実施形態に係る沸騰水型原子炉周りの放射線データ（被照射に係る放射線データ）の三次元空間分布算出方法について説明する。
図１、図２は、本実施形態に係る原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法のフローチャートである。図３は、原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−θ体系の概略説明図、図４は、原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−Ｚ体系の概略説明図である。
本実施形態における沸騰水型原子炉、後記する原子炉遮蔽壁を含むＲ−Ｚ体系又はＲ−θ体系の材料・幾何学的モデルが、特許請求の範囲に記載の「内部に複数の部品が配置された所定の容積」に対応し、ここで、原子炉遮蔽壁等が特許請求の範囲に記載の「沸騰水型原子炉の周囲に設けられた少なくとも原子炉遮蔽壁を含む構造物」に対応する。
この計算は、エンジニアリングワークステーションや、スーパーコンピュータ等の高速演算ができる計算機を用いて行う。
本実施形態では、二次元離散座標Ｓｎ計算コードの１例として、原子力産業界や原子力研究分野等で広く一般に用いられているＤＯＲＴコードを前提に説明する。
ＤＯＲＴは、離散型座標法を用いて線形ボルツマン輸送方程式を解く計算コードであり、二次元体系（板状：（ｘ，ｙ）座標、円柱状：（ｒ，θ）座標、円盤形状：（ｒ，θ）座標）の中性子束、ガンマ線束の輸送問題を解くことができる。
本実施形態では、ＤＯＲＴコードで出力するデータのうち、中性子束、ガンマ線束を使用する。中性子束、ガンマ線束は、計算メッシュ毎、中性子及びガンマ線の有するエネルギ群毎に出力される。
本実施形態では、二次元離散座標Ｓｎ計算コードの１例として、原子力産業界や原子力研究分野等で広く一般に用いられているＤＯＲＴコードを前提に説明する。
ＤＯＲＴは、離散型座標法を用いて線形ボルツマン輸送方程式を解く計算コードであり、二次元体系（板状：（ｘ，ｙ）座標、円柱状：（ｒ，θ）座標、円盤形状：（ｒ，θ）座標）の中性子束、ガンマ線束の輸送問題を解くことができる。
本実施形態では、ＤＯＲＴコードで出力するデータのうち、中性子束、ガンマ線束を使用する。中性子束、ガンマ線束は、計算メッシュ毎、中性子及びガンマ線の有するエネルギ群毎に出力される。
原子炉周りの空間領域の中性子束及びガンマ線束に基づく放射線データ（被照射に係る放射線データ）、例えば、線量率、照射量、発熱量、中性子損傷量等の三次元空間分布は、ＤＯＲＴコードによる２種類の解析結果、つまり、Ｒ−Ｚ体系（（ｒ，ｚ）座標系）における解析結果と、Ｒ−θ体系（（ｒ，θ）座標系）における解析結果と、を組み合わせて用いる。
ステップＳ００Ａでは、放射線データの三次元空間分布を算出する技術者（以下「単に技術者」と称する）は、材料の放射線反応データを含むベース核ライブラリを準備する。この材料の放射線反応データを含むベース核ライブラリは、基本的に核計算の専門家により予め容易された核定数ライブラリである。この核定数ライブラリには、中性子に対する本発明の目的に適合したエネルギ群に分けられ、核種毎の（同位体がある場合は、同位体毎に区別される）反応生成物のエネルギ及び角度分布、核反応により生成される様々な核種、中性子、光子及びその収率、核反応後に元の中性子が存在する場合は、その核反応後の中性子のエネルギ及び角度分布、放射性核種の崩壊の結果として生じる核崩壊の様式及び生成物のエネルギスペクトル等の数値データ、及びこれらの数値データにおける推定誤差のデータが含まれている。
前記した中性子の核反応断面積には、例えば、散乱断面積（弾性散乱断面積、非弾性散乱断面積）、吸収断面積、核分裂断面積を含んでいる。
前記した中性子の核反応断面積には、例えば、散乱断面積（弾性散乱断面積、非弾性散乱断面積）、吸収断面積、核分裂断面積を含んでいる。
ガンマ線に対しても同様に多群のエネルギ群に分けられ、核種毎の（同位体がある場合は、同位体毎に区別される）反応生成物のエネルギ及び角度分布、核反応により生成される様々な粒子及びその収率、核反応後に元のガンマ線が存在する場合は、その核反応後のガンマ線のエネルギ及び角度分布等の数値データ、及びこれらの数値データにおける推定誤差のデータが含まれている。
前記したガンマ線の核反応断面積には、例えば、コンプトン散乱の散乱断面積、電子対生成、光電効果等の吸収断面積を含んでいる。
前記したガンマ線の核反応断面積には、例えば、コンプトン散乱の散乱断面積、電子対生成、光電効果等の吸収断面積を含んでいる。
なお、この材料の放射線データを含むベースライブラリは、計算機の例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
ステップＳ００Ｂでは、技術者は、換算係数データのベースライブラリを準備する。換算係数データのベースライブラリについては、例えば、ＡＥＳＪ−ＳＣ−Ｒ００２：２００４（日本原子力学会標準「放射線遮へい計算のための線量換算係数：２００４」、２００４年１２月、社団法人 日本原子力学会）や、「軽水炉圧力容器監視試験に関連するＡＳＴＭ規格の翻訳資料集」等の公開試料がある。
この換算係数データは、着目メッシュにおける算出されたエネルギ群毎の中性子束、算出されたエネルギ群毎のガンマ線束、及びエネルギ群毎の中性子束、算出されたエネルギ群毎のガンマ線束に、それぞれに対して設定された換算係数を乗じ、エネルギ積分して、その着目メッシュにおける線量率、照射量、発熱量、中性子損傷等を算出するためのものである。
この換算係数データは、着目メッシュにおける算出されたエネルギ群毎の中性子束、算出されたエネルギ群毎のガンマ線束、及びエネルギ群毎の中性子束、算出されたエネルギ群毎のガンマ線束に、それぞれに対して設定された換算係数を乗じ、エネルギ積分して、その着目メッシュにおける線量率、照射量、発熱量、中性子損傷等を算出するためのものである。
なお、この換算係数データのベースライブラリは、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
ステップＳ０１Ａでは、技術者は、原子炉周りの空間領域における炉心の垂直方向の中心軸をＺ軸、平面方向のＺ軸からの距離をｒとした円柱形状のＲ−Ｚ体系で、原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料（材料の種類、密度のデータを含む）・幾何学的モデル（Ｒ−Ｚ体系）の作成をする（「原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料・幾何学モデル（Ｒ−Ｚ体系）の作成（第１ライブラリ１Ａの作成）」）。具体的には、円柱形状のＲ−Ｚ体系を図４に示すような体系に均質な領域毎に材料の領域を設定し、その各領域を更に細かく所要のメッシュに区切る。このメッシュの区切り方は、均質な領域における中性子線、ガンマ線の散乱等の核反応の発生する確率が大きいほど細かく設定されるが、ＤＯＲＴコードの計算に熟練した技術者であるならば適宜、経験的に設定できるものである。
この作業は、ＤＯＲＴコードの入力作成支援のための公知のアプリケーションプログラムを用いて行うことができ、作成された幾何学的モデル（Ｒ−Ｚ体系）は、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
この作業は、ＤＯＲＴコードの入力作成支援のための公知のアプリケーションプログラムを用いて行うことができ、作成された幾何学的モデル（Ｒ−Ｚ体系）は、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
ステップＳ０２Ａでは、技術者は、放射線反応データ編集用のアプリケーションプログラムを用いて、前記したステップＳ００Ａにおけるベース核ライブラリを用いて、Ｒ−Ｚ体系の各メッシュに含まれる核種、核種の数密度の算出と、それに対応する放射線反応データの編集をする（第２ライブラリ２Ａの作成）。ちなみに、複数のメッシュで１つの均一の領域を構成している場合には、その均一の領域に対して１つの放射線反応データを編集すれば良く、例えば、その編集された放射線反応データにＩＤ番号を付し、メッシュ毎に放射線反応データのＩＤ番号を割り振るようにすれば良い。ここで、編集された放射線反応データは、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
図３は、原子炉周りの空間領域における、炉心の垂直方向の、例えば、炉心軸方向の中央位置における炉心中心から９０°の開き角の１／４横断面図であり、炉心１０１から径方向外側に向かって順に、水領域である反射体１０６、ステンレス鋼製の円筒状の炉心シュラウド１０７、主に水領域であるダウンカマ１０８、原子炉圧力容器１０９、空気層１１０、原子炉遮蔽壁の内側鋼板１１１、原子炉遮蔽壁のコンクリートモルタル１１２、原子炉遮蔽壁の外側鋼板１１３を示している。原子炉周りの空間領域は、ほぼ９０°対称なので、このような１／４横断面図のＲ-θ体系とすることができる。
炉心１０１は、中心側から中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３、外側炉心領域１０４Ａ（図３中、斜線で示す）、最外側炉心領域１０５Ａの４つの領域に径方向に区分されている。
ここで、図３において中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３、外側炉心領域１０４Ａ、最外側炉心領域１０５Ａが、円形に近い矩形状の折れ線で区切られているが、これは、燃料集合体を多数林立させて炉心１０１を構成するときの、１体の燃料集合体の外側の水の層を含む横断面が正方形の単位セルで炉心１０１を表示しているためである。
ここで、燃料集合体は、特許請求の範囲に記載の「内部に複数の部品が配置された所定の容積」との記載の「複数の部品」に対応する。
炉心１０１は、中心側から中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３、外側炉心領域１０４Ａ（図３中、斜線で示す）、最外側炉心領域１０５Ａの４つの領域に径方向に区分されている。
ここで、図３において中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３、外側炉心領域１０４Ａ、最外側炉心領域１０５Ａが、円形に近い矩形状の折れ線で区切られているが、これは、燃料集合体を多数林立させて炉心１０１を構成するときの、１体の燃料集合体の外側の水の層を含む横断面が正方形の単位セルで炉心１０１を表示しているためである。
ここで、燃料集合体は、特許請求の範囲に記載の「内部に複数の部品が配置された所定の容積」との記載の「複数の部品」に対応する。
図４は、原子炉周りの空間領域における、炉心の垂直断面の、例えば、炉心軸方向の炉心下端から炉心上部プレナム１１６までの縦断面図であり、炉心１０１から径方向外側に向かって順に、水領域である反射体１０６、ステンレス鋼製の円筒状の炉心シュラウド１０７、主に水領域であるダウンカマ１０８、原子炉圧力容器１０９、空気層１１０、原子炉遮蔽壁の内側鋼板１１１、原子炉遮蔽壁のコンクリートモルタル１１２、原子炉遮蔽壁の外側鋼板１１３を示している。
炉心１０１の上には、燃料集合体の燃料ペレットが燃料棒内に充填されていないガスプレナム領域である、燃料集合体上端領域１１４、その上に上部格子板１１５、その上に上部プレナム１１６のそれぞれの領域が配置されている。
炉心１０１の上には、燃料集合体の燃料ペレットが燃料棒内に充填されていないガスプレナム領域である、燃料集合体上端領域１１４、その上に上部格子板１１５、その上に上部プレナム１１６のそれぞれの領域が配置されている。
図４において炉心１０１は、中心側から中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３、外側炉心領域１０４Ａ、最外側炉心領域１０５Ａの順に構成されている。中央炉心領域１０２と内側炉心領域１０３との境界を示す境界線２０１は、図３における中央炉心領域１０２の面積と同じ面積の等価円を示し、内側炉心領域１０３と外側炉心領域１０４Ａとの境界を示す境界線２０２は、図３における中央炉心領域１０２及び内側炉心領域１０３を併せた面積と同じ面積の等価円を示し、外側炉心領域１０４Ａと最外側炉心領域１０５Ａとの境界を示す境界線２０３は、図３における中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３及び外側炉心領域１０４Ａを併せた面積と同じ面積の等価円を示し、最外側炉心領域１０５Ａの外側境界の境界線２０４は、図３における最外側炉心領域１０５Ａを含む内側の炉心１０１の面積と同じ面積の等価円を示している。
炉心１０１の中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３、外側炉心領域１０４Ａ、最外側炉心領域１０５Ａそれぞれは、軸方向に複数の領域に区分されている。例示的に、中央炉心領域１０２に対して下から領域１０２ａ〜１０２ｉ、内側炉心領域１０３に対して下から領域１０３ａ〜１０３ｉと、軸方向に９領域に分けて例示したが、外側炉心領域１０４Ａ、最外側炉心領域１０５Ａについても同様である。
なお、図４に示した炉心１０１の軸方向区分は、燃料集合体の燃料ペレットが燃料棒内に充填されている燃料有効部に対して行っている。
実際には、炉心１０１の下部には、後記する燃料集合体の燃料ペレットが燃料棒内に充填されていない、燃料端栓や下部タイプレートの領域があり、更に、下部格子板の領域、上部に燃料支持金具を嵌め込まれた制御棒案内管が林立する下部プレナムの領域があるが、図４では省略してある。
実際には、炉心１０１の下部には、後記する燃料集合体の燃料ペレットが燃料棒内に充填されていない、燃料端栓や下部タイプレートの領域があり、更に、下部格子板の領域、上部に燃料支持金具を嵌め込まれた制御棒案内管が林立する下部プレナムの領域があるが、図４では省略してある。
ちなみに、炉心１０１を軸方向に９つの領域に分けているが、それは、ＢＷＲ（Boiling Water Reactor）型原子炉では、炉心１０１の軸方向における冷却材のボイド率が異なり、それにより軸方向の核定数等の放射線反応データの値も変える必要があることと、上下方向への中性子の洩れにより、軸方向に中性子束分布が異なり、それらを反映して軸方向の燃焼度分布も生じ、軸方向の燃焼度分布を考慮した核種の数密度の変化を考慮する必要があるためである。この炉心１０１の軸方向の領域分けの数は、９に限定されるものではなく、適宜設定される。
また、図３のＲ−θ体系は、例えば、図４で１０２ｅ，１０３ｅで示したＺ軸高さに対応している。
また、図３のＲ−θ体系は、例えば、図４で１０２ｅ，１０３ｅで示したＺ軸高さに対応している。
図１に戻り、ステップＳ０３Ａでは、技術者は、ステップＳ０１Ａで作成された第１ライブラリ１ＡとステップＳ０２Ａで編集された放射線反応データとを用いて、計算機で二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いたＲ−Ｚ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析を行う。そして、ステップＳ０３Ａの後、結合子（Ａ）に従って、図２のステップＳ０４Ａに進み、算出された各メッシュのエネルギ群毎の中性子束、ガンマ線束の値は、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納される（「（ｒ，ｚ）座標依存の中性子束及びガンマ線束の格納」）。
ステップＳ０５Ａでは、技術者は、ステップＳ００Ｂで作成された換算係数データのライブラリを用いて、図４に示したＲ-Ｚ体系の着目メッシュの換算係数データの編集を行う（第３ライブラリ３Ａの作成）。編集された換算係数データは計算機の記憶装置に格納される。
Ｒ-Ｚ体系の着目メッシュとは、例えば、炉心シュラウド１０７の領域に対応する計算メッシュであり、例えば、高速中性子による照射量を計算するために各エネルギ群の中性子束の照射量に寄与する換算係数データの編集を行うためのものである。炉心シュラウド１０７の高速中性子による照射量の評価は、ＩＡＳＣＣ（照射誘起応力腐食割れ）のリスク評価に用いられる。
Ｒ-Ｚ体系の着目メッシュとは、例えば、炉心シュラウド１０７の領域に対応する計算メッシュであり、例えば、高速中性子による照射量を計算するために各エネルギ群の中性子束の照射量に寄与する換算係数データの編集を行うためのものである。炉心シュラウド１０７の高速中性子による照射量の評価は、ＩＡＳＣＣ（照射誘起応力腐食割れ）のリスク評価に用いられる。
また、別のＲ-Ｚ体系の着目メッシュとは、例えば、原子炉圧力容器１０９の領域に対応する計算メッシュであり、例えば、高速中性子による中性子損傷量を計算するために各エネルギ群の中性子束の中性子損傷量に寄与する換算係数データの編集を行う。原子炉圧力容器１０９の高速中性子による中性子損傷量の評価は、延性脆性遷移温度の上昇評価に用いられる。
更に、技術者は、計算機で例えば、Ｒ-Ｚ体系の着目メッシュとして、原子炉遮蔽壁のコンクリートモルタル１１２の含水率を評価する目的のために、内側鋼板１１１、コンクリートモルタル１１２、外側鋼板１１３の発熱量を計算する。そのために、技術者は、各エネルギ群の中性子束、ガンマ線束の発熱量に寄与する換算係数データの編集を行う。内側鋼板１１１、コンクリートモルタル１１２、外側鋼板１１３の発熱量の評価は、コンクリートモルタル１１２の経年劣化としての含水率の低下の評価に用いられる。これは、最終的に含水率の低下により原子炉遮蔽壁の中性子遮蔽効果が低下したり、コンクリートモルタル１１２の強度が低下したりしている度合いを評価するのに用いられる。
ステップＳ０６Ａでは、計算機は、ステップＳ０５Ａで作成された着目メッシュの換算係数データを用いて、ステップＳ０４Ａにおいて記憶装置に格納された当該の着目メッシュの中性子束、ガンマ線束を読み出し、換算係数データをその評価目的（高速中性子の照射量、中性子損傷量、発熱量）に応じて、所要のエネルギ群の中性子束、ガンマ線束に乗じて、高速中性子の照射量、中性子損傷量、発熱量等の所要の放射線データＸRZ（ｒ，ｚ）をメッシュ毎に算出する（「着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データの算出」）。この放射線データＸRZ（ｒ，ｚ）の算出に当たり、ステップＳ０２Ａで算出された着目メッシュの核種、核種の数密度も必要に応じて用いられる。算出された着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データＸRZ（ｒ，ｚ）は、計算機の記憶装置に格納される。
図１に戻ってステップＳ０１Ｂでは、技術者は、原子炉周りの空間領域における炉心の垂直方向の代表的横断面（例えば、図４の炉心１０１の符号１０２ｅ，１０３ｅで示した高さ方向位置）において、中心を原点とし、径方向の距離をｒとした所定の開き角のＲ−θ体系で、原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料（材料の種類、密度のデータを含む）・幾何学的モデル（Ｒ−θ体系）の作成をする（「原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料・幾何学モデル（Ｒ−θ体系）の作成（第１ライブラリ１Ｂの作成）」）。具体的には、例えば、９０°のＲ−θ体系を図３に示すような体系に均質な領域毎に材料の領域を設定し、その各領域を更に細かく所要のメッシュに区切る。このメッシュの区切り方は、均質な領域における中性子線、ガンマ線の散乱等の核反応の発生する確率が大きいほど細かく設定するが、ＤＯＲＴコードの計算に熟練した技術者であるならば適宜、経験的に設定できるものである。
この作業は、ＤＯＲＴコードの入力作成支援のための公知のアプリケーションプログラムを用いて行うことができ、作成された幾何学的モデル（Ｒ−θ体系）は、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
ステップＳ０２Ｂでは、技術者は、放射線反応データ編集用のアプリケーションプログラムを用いて、前記したステップＳ００Ａにおけるベース核ライブラリを用いて、Ｒ−θ体系の各メッシュに含まれる核種、核種の数密度の算出と、それに対応する放射線反応データの編集をする（第２ライブラリ２Ｂの作成）。ちなみに、複数のメッシュで１つの均一の領域を構成している場合には、その均一の領域に対して１つの放射線反応データを編集すれば良く、例えば、その編集された放射線反応データにＩＤ番号を付し、メッシュ毎に放射線反応データのＩＤ番号を割り振るようにすれば良い。ここで、編集された放射線反応データは、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
、
そして、図３に示した１／４横断面図における周方向の境界条件は、例えば、完全反射（アルベド＝１．０）とし、原子炉遮蔽壁の外側鋼板１１３の外側は真空（アルベド＝０．０）とし、炉心軸方向に対しての境界条件は、一様で無限としている。
ちなみに、周方向の境界条件は、完全反射（アルベド＝１．０）の代わりに、９０°の周期境界でも良い。
そして、図３に示した１／４横断面図における周方向の境界条件は、例えば、完全反射（アルベド＝１．０）とし、原子炉遮蔽壁の外側鋼板１１３の外側は真空（アルベド＝０．０）とし、炉心軸方向に対しての境界条件は、一様で無限としている。
ちなみに、周方向の境界条件は、完全反射（アルベド＝１．０）の代わりに、９０°の周期境界でも良い。
ステップＳ０３Ｂでは、計算機は、ステップＳ０１Ｂで作成され第１ライブラリ１ＢとステップＳ０２Ｂで編集された放射線反応データとを用いて、計算機で二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いたＲ−θ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析を行う。そして、ステップＳ０３Ｂの後、結合子（Ｃ）に従って、図２のステップＳ０４Ｂに進み、算出された各メッシュのエネルギ群毎の中性子束、ガンマ線束の値は、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納される（「（ｒ，θ）座標依存の中性子束及びガンマ線束の格納」）。
ステップＳ０５Ｂでは、技術者は、ステップＳ００Ｂで作成された換算係数データのライブラリを用いて、図３に示したＲ-θ体系の着目メッシュの換算係数データの編集を行う（第３ライブラリ３Ｂの作成）。編集された換算係数データは計算機の記憶装置に格納される。
Ｒ-θ体系の着目メッシュも、Ｒ−Ｚ体系の着目メッシュとしてステップＳ０５Ａの説明の中で記載した、例えば、炉心シュラウド１０７の領域、原子炉圧力容器１０９の領域、原子炉遮蔽壁の内側鋼板１１１、コンクリートモルタル１１２、外側鋼板１１３の領域のメッシュである。
Ｒ-θ体系の着目メッシュも、Ｒ−Ｚ体系の着目メッシュとしてステップＳ０５Ａの説明の中で記載した、例えば、炉心シュラウド１０７の領域、原子炉圧力容器１０９の領域、原子炉遮蔽壁の内側鋼板１１１、コンクリートモルタル１１２、外側鋼板１１３の領域のメッシュである。
ステップＳ０６Ｂでは、計算機は、ステップＳ０５Ｂで作成された着目メッシュの換算係数データを用いて、ステップＳ０４Ｂにおいて記憶装置に格納された当該の着目メッシュの中性子束、ガンマ線束を読み出し、換算係数データをその評価目的である放射線データ（線量率、高速中性子の照射量、中性子損傷量、発熱量）の種類に応じて、所要のエネルギ群の中性子束、ガンマ線束に乗じて、高速中性子の照射量、中性子損傷量、発熱量、線量率等の所要の放射線データＸRθ（ｒ，θ）をメッシュ毎に算出する（「着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データの算出」）。この放射線データＸRθ（ｒ，θ）の算出に当たり、ステップＳ０２Ｂで算出された着目メッシュの核種、核種の数密度も必要に応じて用いられる。算出された着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データＸRθ（ｒ，θ）は、計算機の記憶装置に格納される。
ステップＳ０７では、計算機は、ステップＳ０６Ｂで算出された着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データを用いて、座標ｒを固定して周方向（θ方向）に積分して放射線データの平均値を算出する（「着目メッシュの（ｒ）座標依存の放射線データの算出」）。
ステップＳ０８Ａでは、計算機は、ステップＳ０６Ｂで算出された着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データをステップＳ０７で算出された着目メッシュの（ｒ）座標依存の放射線データで除することにより、θ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を算出する。算出されたθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）は、計算機の記憶装置に格納される。
ステップＳ０８Ａでは、計算機は、ステップＳ０６Ｂで算出された着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データをステップＳ０７で算出された着目メッシュの（ｒ）座標依存の放射線データで除することにより、θ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を算出する。算出されたθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）は、計算機の記憶装置に格納される。
そして、ステップＳ０９では、計算機は、ステップＳ０６Ａで算出されたＲ−Ｚ体系による着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データにステップＳ０８Ａで算出されたθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を乗じて、着目メッシュの（ｒ,θ，ｚ）座標依存の放射線データを算出し、計算機の記憶装置に格納する。
ここで、原子炉周りの空間領域の任意の三次元座標（ｒ,θ，ｚ）における放射線データＸ（ｒ,θ，ｚ）は、Ｒ−Ｚ体系で得られた（ステップＳ０６Ａで算出された）放射線データと、式（１）で得られた（ステップＳ０８Ａで算出された）θ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を用いて次式（２）で近似できる。
ステップＳ１０では、計算機は、ステップＳ０９で得られた着目メッシュの放射線データＸ（ｒ,θ，ｚ）を時間積分し、照射量や中性子損傷量、発熱量等の時間積分された放射線データを算出する（「放射線データの時間積分」）。
ちなみに、この時間積分は、所定の原子炉の運転時間に対して行うものであり、前記したステップＳ０２Ａ，Ｓ０２Ｂで編集された第２ライブラリ２Ａ，２Ｂが放射線データの時間積分として妥当な時間に対して行う。例えば、１つの運転サイクルに対し、サイクル初期、サイクル中期、サイクル後期の３つの期間に対して、第２ライブラリ２Ａ，２Ｂをそれぞれ用意するようにし、ステップＳ０２Ａ〜Ｓ０４Ａ，Ｓ０６Ａ、ステップＳ０２Ｂ〜Ｓ０４Ｂ，Ｓ０６Ｂ、ステップＳ０７〜Ｓ０１０を繰り返し、更に引続く次のサイクルに対しても同様に繰り返し、原子炉の最初の運転開始から現在までの放射線データを算出する。
ちなみに、この時間積分は、所定の原子炉の運転時間に対して行うものであり、前記したステップＳ０２Ａ，Ｓ０２Ｂで編集された第２ライブラリ２Ａ，２Ｂが放射線データの時間積分として妥当な時間に対して行う。例えば、１つの運転サイクルに対し、サイクル初期、サイクル中期、サイクル後期の３つの期間に対して、第２ライブラリ２Ａ，２Ｂをそれぞれ用意するようにし、ステップＳ０２Ａ〜Ｓ０４Ａ，Ｓ０６Ａ、ステップＳ０２Ｂ〜Ｓ０４Ｂ，Ｓ０６Ｂ、ステップＳ０７〜Ｓ０１０を繰り返し、更に引続く次のサイクルに対しても同様に繰り返し、原子炉の最初の運転開始から現在までの放射線データを算出する。
また、別の時間積分の仕方として、初装荷炉心の運転サイクル（第１サイクル）を１つの代表的な第２ライブラリ２Ａ，２Ｂとして編集し、以後のサイクルについては、第１サイクルとは異なる取替え炉心としての代表的な第２ライブラリ２Ａ，２Ｂとして編集して、原子炉の最初の運転開始から現在までの放射線データを算出するようにしても良い。
本実施形態におけるステップＳ０１Ａ，Ｓ０１Ｂが、特許請求の範囲に記載の「第１ライブラリ編集工程」に対応し、ステップＳ００Ａ，Ｓ０２Ａ，Ｓ０２Ｂが、特許請求の範囲に記載の「第２ライブラリ編集工程」に対応し、ステップＳ０３Ａが、特許請求の範囲に記載の「第１の二次元輸送解析工程」に対応し、ステップＳ０３Ｂが、特許請求の範囲に記載の「第２の二次元輸送解析工程」に対応する。
また、本実施形態におけるステップＳ００Ｂ，Ｓ０５Ａ，Ｓ０５Ｂが、特許請求の範囲に記載の「第３ライブラリ編集工程」に対応し、ステップＳ０６Ａが、特許請求の範囲に記載の「第１の放射線データ算出工程」に対応し、ステップＳ０６Ｂが、特許請求の範囲に記載の「第２の放射線データ算出工程」に対応する。
本実施形態におけるステップＳ０７が、特許請求の範囲に記載の「第３の放射線データ算出工程」に対応し、ステップＳ０８Ａが、特許請求の範囲に記載の「補正係数算出工程」に対応し、ステップＳ０９が特許請求の範囲に記載の「第４の放射線データ算出工程」に対応する。
本実施形態におけるステップＳ０７が、特許請求の範囲に記載の「第３の放射線データ算出工程」に対応し、ステップＳ０８Ａが、特許請求の範囲に記載の「補正係数算出工程」に対応し、ステップＳ０９が特許請求の範囲に記載の「第４の放射線データ算出工程」に対応する。
本実施形態によれば、発電用沸騰水型原子炉の原子炉周りの構造物の形状に対して、二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いてＲ−Ｚ体系（（ｒ，ｚ）座標系）で得られた中性子束やガンマ線束に基づいて算出された放射線データにθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を乗じている。その結果、例えば、炉心シュラウドにおいて、炉心中心軸からの径方向距離が同じであっても、周方向の位置が異なる領域では、最も近い位置に配置された燃料集合体からの距離が異なるため、中性子束やガンマ線束は周方向に変動が生じることが精度良く考慮できる。
従って、炉心の最外周の燃料集合体の領域（図３の最外側炉心領域１０５Ａ）が、矩形状に径方向外方側に凸凹した形状であることによる、炉心シュラウド１０７、原子炉圧力容器１０９、原子炉遮蔽壁（１１１，１１２，１１３）への中性子束、ガンマ線束及びそのエネルギスペクトルの変化の放射線データへの影響を精度良く反映することができる。しかも、二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いたＲ−Ｚ体系及びＲ−θ体系の中性子束、ガンマ線束の輸送計算であることから計算体系のメッシュ入力の作業時間、輸送計算の計算時間も短くでき、計算機の負荷も小さくて済む。
《第１の実施形態の変形例》
次に図５、図６を参照しながら第１の実施形態の変形例について説明する。図５は、第１の実施形態の変形例において用いる原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−Ｚ体系で用いる炉心の外周部分の内接円と外接円による領域分けの説明図である。図６は、第１の実施形態の変形例において用いる原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−Ｚ体系の概略説明図である。
次に図５、図６を参照しながら第１の実施形態の変形例について説明する。図５は、第１の実施形態の変形例において用いる原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−Ｚ体系で用いる炉心の外周部分の内接円と外接円による領域分けの説明図である。図６は、第１の実施形態の変形例において用いる原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法におけるＲ−Ｚ体系の概略説明図である。
第１の実施形態におけるＲ−Ｚ体系は図４に示したように境界線２０３，２０４を面積が同じ等価円の半径としたが、その場合、境界線２０４は図３の最外側炉心領域１０５Ａの径方向外方側境界を必ずしも示しておらず、Ｒ−Ｚ体系における炉心シュラウド１０７への中性子照射の評価上、反射体１０６による中性子の減速を大きく評価し過ぎて、エネルギスペクトルを軟らかくする方向である。
本変形例では、それを補正するため、ステップＳ０１Ａで作成する原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料・幾何学的モデル（Ｒ−Ｚ体系）の作成（第１ライブラリ１Ａの作成）を図５、図６に示すように変形する。
すなわち、図５に示す点線で示した最外側炉心領域（図３の最外側炉心領域１０５Ａ参照）に内接する円を境界線２０５とし、最外側炉心領域（図３の最外側炉心領域１０５Ａ参照）に外接する円を境界線２０６とする。そして、境界線２０５と境界線２０６とで囲まれた環状の領域を本変形例における最外側炉心領域１０５Ｂとする。この領域は、周方向に見れば、反射体１０６と燃料集合体セルとを含む混合領域である。
そして、境界線２０６より内側の図３における外側炉心領域１０４Ａに含まれる斜線の領域を本変形例における外側炉心領域１０４Ｂとする。この領域は、燃料集合体セルが一部分しか含まれない部分も含んでいる。
そして、境界線２０６より内側の図３における外側炉心領域１０４Ａに含まれる斜線の領域を本変形例における外側炉心領域１０４Ｂとする。この領域は、燃料集合体セルが一部分しか含まれない部分も含んでいる。
このようにして設定した境界線２０５，２０６を反映した第１ライブラリ１ＡのＲ−Ｚ体系が図６である。
本変形例によれば、最外側炉心領域１０５Ｂが炉心シュラウド１０７により接近したＲ−Ｚ体系でステップＳ０３Ａにおける二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いたＲ−Ｚ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析がなされる。その結果、炉心シュラウド１０７における中性子束、ガンマ線束のエネルギスペクトルがより精度の良いものとなる。その結果、ステップＳ０８Ａで算出されたθ方向の補正係数を用いたステップＳ０９における着目メッシュの（ｒ，θ，ｚ）座標依存の放射線データの精度も向上する。
《第２の実施形態》
次に、図３、図４及び図７から図９を参照しながら本発明の第２の実施形態について説明する。
図７、図８は、第２の実施形態に係る原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法のフローチャートである。図９は、第２の実施形態において、（ｒ，θ）座標依存の補正係数を求めるための規格化放射線データ算出に用いるＲ−θ体系の概略説明図である。
次に、図３、図４及び図７から図９を参照しながら本発明の第２の実施形態について説明する。
図７、図８は、第２の実施形態に係る原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法のフローチャートである。図９は、第２の実施形態において、（ｒ，θ）座標依存の補正係数を求めるための規格化放射線データ算出に用いるＲ−θ体系の概略説明図である。
第１の実施形態における図２、図３に示した原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法のフローチャートと、本実施形態における図７、図８に示す原子炉周りの放射線データの三次元空間分布算出方法のフローチャートの異なる点は、図７、図８において、ステップＳ０１Ｃ，Ｓ０２Ｃ，Ｓ０３Ｃ，Ｓ０４Ｃ，Ｓ０５Ｃ，Ｓ０６Ｃが追加され、ステップＳ０７が削除され、ステップＳ０６Ｂにおける着目メッシュの（ｒ,θ）座標依存の放射線データの算出結果と、ステップＳ０６Ｃにおける着目メッシュの（ｒ）座標依存の放射線データの算出結果とからステップＳ０８Ｂにおけるθ方向の補正係数の算出を行う点である。第１の実施形態と同じステップについては、同じ符号を付し、重複する説明を省略する。図９は、第２の実施形態において、（ｒ，θ）座標依存の補正係数を求めるための規格化放射線データ算出に用いるＲ−θ体系（ただし、θ方向均一）の概略説明図である。
図７に示すようにステップＳ０１Ｃでは、技術者は、原子炉周りの空間領域における炉心の垂直方向の代表的横断面（例えば、図４の炉心１０１の符号１０２ｅ，１０３ｅで示した高さ方向位置）において、中心を原点とし、径方向の距離をｒとした所定の開き角のＲ−θ体系で、原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料（材料の種類、密度のデータを含む）・幾何学的モデル（Ｒ体系）の作成をする（「原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料・幾何学モデル（Ｒ体系）の作成（第１ライブラリ１Ｃの作成）」）。具体的には、技術者は、例えば、９０°のＲ−θ体系を図９に示すような体系に均質な領域毎に材料の領域を設定し、その各領域を更に細かく所要のメッシュに区切る。このメッシュの区切り方は、均質な領域における中性子線、ガンマ線の散乱等の核反応の発生する確率が大きいほど細かく設定するが、ＤＯＲＴコードの計算に熟練した技術者であるならば適宜、経験的に設定できるものである。
ただし、ここでは、形式的にはＲ−θ体系の材料・幾何学的モデルであるが、θ方向に、材料の領域は均質であり、二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いたＲ−θ体系の計算の準備のために第１ライブラリ１Ｃを作成するが、実質的には円柱状のＲ体系の計算をするための準備である。そのためここでは、敢えて「原子炉の炉心及び周囲の構成部材の材料・幾何学モデル（Ｒ体系）の作成（第１ライブラリ１Ｃの作成）」と称する。
なお、図９に示す中央炉心領域１０２と内側炉心領域１０３との境界を示す境界線２０１は、図３における中央炉心領域１０２の面積と同じ面積の等価円を示し、内側炉心領域１０３と外側炉心領域１０４Ａとの境界を示す境界線２０２は、図３における中央炉心領域１０２及び内側炉心領域１０３を併せた面積と同じ面積の等価円を示し、外側炉心領域１０４Ａと最外側炉心領域１０５Ａとの境界を示す境界線２０３は、図３における中央炉心領域１０２、内側炉心領域１０３及び外側炉心領域１０４Ａを併せた面積と同じ面積の等価円を示し、最外側炉心領域１０５Ａの外側境界の境界線２０４は、図３における最外側炉心領域１０５Ａを含む内側の炉心１０１の面積と同じ面積の等価円を示している。
この作業は、ＤＯＲＴコードの入力作成支援のための公知のアプリケーションプログラムを用いて行うことができ、作成された幾何学的モデル（Ｒ−θ体系）は、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
ステップＳ０２Ｃでは、技術者は、放射線反応データ編集用のアプリケーションプログラムを用いて、前記したステップＳ００Ａにおけるベース核ライブラリを用いて、Ｒ−θ体系の各メッシュに含まれる核種、核種の数密度の算出と、それに対応する放射線反応データの編集をする（第２ライブラリ２Ｃの作成）。ちなみに、複数のメッシュで１つの均一の領域を構成している場合には、その均一の領域に対して１つの放射線反応データを編集すれば良く、例えば、その編集された放射線反応データにＩＤ番号を付し、メッシュ毎に放射線反応データのＩＤ番号を割り振るようにすれば良い。ここで、編集された放射線反応データは、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納されて用いられる。
そして、図９に示した１／４横断面図における周方向の境界条件は、例えば、完全反射（アルベド＝１．０）とし、原子炉遮蔽壁の外側鋼板１１３の外側は真空（アルベド＝０．０）とし、炉心軸方向に対しての境界条件は、一様で無限としている。
ステップＳ０３Ｃでは、計算機は、ステップＳ０１Ｃで作成され第１ライブラリ１ＣとステップＳ０２Ｃで編集された放射線反応データとを用いて、計算機で二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた円柱状Ｒ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析を行う。そして、ステップＳ０３Ｃの後、結合子（Ｉ）に従って、図８のステップＳ０４Ｃに進み、算出された各メッシュのエネルギ群毎の中性子束、ガンマ線束の値は、計算機の、例えば、ハードディスク等の記憶装置に格納される（「（ｒ）座標依存の中性子束及びガンマ線束の格納」）。
ステップＳ０５Ｃでは、技術者は、ステップＳ００Ｂで作成された換算係数データのライブラリを用いて、図９に示したＲ-θ体系（θ方向均質）の（ｒ）座標の着目メッシュの換算係数データの編集を行う（「円柱状Ｒ体系の着目メッシュの換算係数データの編集（第３ライブラリ３Ｃの作成）」）。編集された換算係数データは計算機の記憶装置に格納される。
円柱状のＲ体系の着目メッシュも、Ｒ−Ｚ体系の着目メッシュとしてステップＳ０５Ａの説明の中で記載した、例えば、炉心シュラウド１０７の領域、原子炉圧力容器１０９の領域、原子炉遮蔽壁の内側鋼板１１１、コンクリートモルタル１１２、外側鋼板１１３の領域のメッシュである。
円柱状のＲ体系の着目メッシュも、Ｒ−Ｚ体系の着目メッシュとしてステップＳ０５Ａの説明の中で記載した、例えば、炉心シュラウド１０７の領域、原子炉圧力容器１０９の領域、原子炉遮蔽壁の内側鋼板１１１、コンクリートモルタル１１２、外側鋼板１１３の領域のメッシュである。
ステップＳ０６Ｃでは、計算機は、ステップＳ０５Ｃで作成された円柱状Ｒ体系の着目メッシュの換算係数データを用いて、ステップＳ０４Ｃにおいて記憶装置に格納された当該の着目メッシュの中性子束、ガンマ線束を読み出し、換算係数データをその評価目的である放射線データ（線量率、高速中性子の照射量、中性子損傷量、発熱量）の種類に応じて、所要のエネルギ群の中性子束、ガンマ線束に乗じて、高速中性子の照射量、中性子損傷量、発熱量、線量率等の所要の放射線データＸR（ｒ）をメッシュ毎に算出する（「着目メッシュの（ｒ）座標依存の放射線データの算出」）。この放射線データＸR（ｒ）の算出に当たり、ステップＳ０２Ｃで算出された着目メッシュの核種、核種の数密度も必要に応じて用いられる。算出された円柱状Ｒ体系の着目メッシュの（ｒ）座標依存の放射線データＸR（ｒ）は、計算機の記憶装置に格納される。
ステップＳ０８Ｂでは、計算機は、ステップＳ０６Ｂで算出された着目メッシュの（ｒ，θ）座標依存の放射線データをステップＳ０６Ｃで算出された円柱状Ｒ体系の着目メッシュの（ｒ）座標依存の放射線データで除することにより、次式（３）に示すようにθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を算出する。算出されたθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）は、計算機の記憶装置に格納される。
そして、ステップＳ０９では、計算機は、ステップＳ０６Ａで算出されたＲ−Ｚ体系による着目メッシュの（ｒ，ｚ）座標依存の放射線データにステップＳ０８Ｂで算出されたθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を乗じて、着目メッシュの（ｒ,θ，ｚ）座標依存の放射線データを算出し、計算機の記憶装置に格納する。
ここで、原子炉周りの空間領域の任意の三次元座標（ｒ,θ，ｚ）における放射線データＸ（ｒ,θ，ｚ）は、Ｒ−Ｚ体系で得られた（ステップＳ０６Ａで算出された）放射線データと、式（３）で得られた（ステップＳ０８Ｂで算出された）θ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を用いて式（２）で近似できる。
ステップＳ１０では、計算機は、ステップＳ０９で得られた着目メッシュの放射線データＸ（ｒ,θ，ｚ）を時間積分し、照射量や中性子損傷量、発熱量等の時間積分された放射線データを算出する（「放射線データの時間積分」）。
ちなみに、この時間積分は、所定の原子炉の運転時間に対して行うものであり、前記したステップＳ０２Ａ，Ｓ０２Ｂ，Ｓ０２Ｃで編集された第２ライブラリ２Ａ，２Ｂ，２Ｃが放射線データの時間積分として妥当な時間に対して行う。例えば、１つの運転サイクルに対し、サイクル初期、サイクル中期、サイクル後期の３つの期間に対して、第２ライブラリ２Ａ，２Ｂをそれぞれ用意するようにし、ステップＳ０２Ａ〜Ｓ０４Ａ，Ｓ０６Ａ、ステップＳ０２Ｂ〜Ｓ０４Ｂ，Ｓ０６Ｂ、ステップＳ０２Ｃ〜Ｓ０４Ｃ，Ｓ０６Ｃ、ステップＳ０７〜Ｓ０１０を繰り返し、更に引続く次のサイクルに対しても同様に繰り返し、原子炉の最初の運転開始から現在までの放射線データを算出する。
ちなみに、この時間積分は、所定の原子炉の運転時間に対して行うものであり、前記したステップＳ０２Ａ，Ｓ０２Ｂ，Ｓ０２Ｃで編集された第２ライブラリ２Ａ，２Ｂ，２Ｃが放射線データの時間積分として妥当な時間に対して行う。例えば、１つの運転サイクルに対し、サイクル初期、サイクル中期、サイクル後期の３つの期間に対して、第２ライブラリ２Ａ，２Ｂをそれぞれ用意するようにし、ステップＳ０２Ａ〜Ｓ０４Ａ，Ｓ０６Ａ、ステップＳ０２Ｂ〜Ｓ０４Ｂ，Ｓ０６Ｂ、ステップＳ０２Ｃ〜Ｓ０４Ｃ，Ｓ０６Ｃ、ステップＳ０７〜Ｓ０１０を繰り返し、更に引続く次のサイクルに対しても同様に繰り返し、原子炉の最初の運転開始から現在までの放射線データを算出する。
本実施形態におけるステップＳ０１Ａ，Ｓ０１Ｂ，Ｓ０１Ｃが、特許請求の範囲に記載の「第１ライブラリ編集工程」に対応し、ステップＳ００Ａ，Ｓ０２Ａ，Ｓ０２Ｂ，Ｓ０２Ｃが、特許請求の範囲に記載の「第２ライブラリ編集工程」に対応し、ステップＳ０３Ａが、特許請求の範囲に記載の「第１の二次元輸送解析工程」に対応し、ステップＳ０３Ｂが、特許請求の範囲に記載の「第２の二次元輸送解析工程」に対応し、ステップＳ０３Ｃが、特許請求の範囲に記載の「水平面内規格化輸送解析工程」に対応する。
また、本実施形態におけるステップＳ００Ｂ，Ｓ０５Ａ，Ｓ０５Ｂ，Ｓ０５Ｃが、特許請求の範囲に記載の「第３ライブラリ編集工程」に対応し、ステップＳ０６Ａが、特許請求の範囲に記載の「第１の放射線データ算出工程」に対応し、ステップＳ０６Ｂが、特許請求の範囲に記載の「第２の放射線データ算出工程」に対応し、ステップＳ０６Ｃが、特許請求の範囲に記載の「規格化放射線データ算出工程」する。
本実施形態におけるステップＳ０８Ｂが、特許請求の範囲に記載の「補正係数算出工程」に対応し、ステップＳ０９が特許請求の範囲に記載の「第４の放射線データ算出工程」に対応する。
本実施形態におけるステップＳ０８Ｂが、特許請求の範囲に記載の「補正係数算出工程」に対応し、ステップＳ０９が特許請求の範囲に記載の「第４の放射線データ算出工程」に対応する。
また、別の時間積分の仕方として、初装荷炉心の運転サイクル（第１サイクル）を１つの代表的な第２ライブラリ２Ａ，２Ｂを編集し、以後のサイクルについては、第１サイクルとは異なる取替え炉心としての代表的な第２ライブラリ２Ａ，２Ｂを編集して、原子炉の最初の運転開始から現在までの放射線データを算出するようにしても良い。
本実施形態によれば、発電用沸騰水型原子炉の原子炉周りの構造物の形状に対して、二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いてＲ−Ｚ体系（（ｒ，ｚ）座標系）で得られた中性子束やガンマ線束に基づいて算出された放射線データにθ方向の補正係数Θ（ｒ,θ）を乗じている。その結果、例えば、炉心シュラウドにおいて、炉心中心軸からの径方向距離が同じであっても、周方向の位置が異なる領域では、最も近い位置に配置された燃料集合体からの距離が異なるため、中性子束やガンマ線束は周方向に変動が生じることが精度良く考慮できる。
従って、炉心の最外周の燃料集合体の領域（図３の最外側炉心領域１０５Ａ）が、矩形状に径方向外方側に凸凹した形状であることによる、炉心シュラウド１０７、原子炉圧力容器１０９、原子炉遮蔽壁（１１１，１１２，１１３）への中性子束、ガンマ線束及びそのエネルギスペクトルの変化の放射線データへの影響を精度良く反映することができる。しかも、二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いたＲ−Ｚ体系及びＲ−θ体系の中性子束、ガンマ線束の輸送計算であることから計算体系のメッシュ入力の作業時間、輸送計算の計算時間も短くでき、計算機の負荷も小さくて済む。
なお、本実施形態に対しても、第１の実施形態の変形例のように図４のＲ−Ｚ体系の代わりに、図６に示したＲ−Ｚ体系を適用することができるし、図９におけるＲ−θ体系（θ方向均一）の第１ライブラリ１Ｃの作成において、境界線２０１，２０２，２０３，２０４の組み合わせの代わりに、境界線２０１，２０２，２０５，２０６の組み合わせを用いても良い。
そうすれば、第１の実施形態の変形例と同様の効果を得ることができる。
そうすれば、第１の実施形態の変形例と同様の効果を得ることができる。
また、本実施形態においては、ステップＳ０３Ｃにおいて二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた円柱状Ｒ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析を行うとしたがそれに限定されるものではなく、ＡＮＩＳＮ等の一次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた円柱状Ｒ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析を行うこととしても良い。
その場合、ステップ０１Ｃでは、一次元の円柱状Ｒ体系の領域とメッシュの第１ライブラリ１Ｃを作成し、ステップ０２Ｃでは、「円柱状のＲ体系の各メッシュに含まれる核種、核種の数密度の算出と、それに対応する放射線反応データの編集をする（第２ライブラリ２Ｃの作成）」と変更する。
このように、ステップＳ０３Ｃにおい一次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた円柱状Ｒ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析を行うことで、この計算の計算時間を短縮することができる。
その場合、ステップ０１Ｃでは、一次元の円柱状Ｒ体系の領域とメッシュの第１ライブラリ１Ｃを作成し、ステップ０２Ｃでは、「円柱状のＲ体系の各メッシュに含まれる核種、核種の数密度の算出と、それに対応する放射線反応データの編集をする（第２ライブラリ２Ｃの作成）」と変更する。
このように、ステップＳ０３Ｃにおい一次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた円柱状Ｒ体系での中性子束、ガンマ線束の二次元輸送解析を行うことで、この計算の計算時間を短縮することができる。
１０１ 炉心
１０２ 中央炉心領域
１０３ 内側炉心領域
１０４Ａ，１０４Ｂ 外側炉心領域
１０５Ａ，１０５Ｂ 最外側炉心領域
１０６ 反射体
１０７ 炉心シュラウド
１０８ ダウンカマ
１０９ 原子炉圧力容器
１１０ 空気層
１１１ 内側鋼板
１１２ コンクリートモルタル
１１３ 外側鋼板
１１６ 炉心上部プレナム
２０１，２０２，２０３，２０４，２０５，２０６ 境界線
１０２ 中央炉心領域
１０３ 内側炉心領域
１０４Ａ，１０４Ｂ 外側炉心領域
１０５Ａ，１０５Ｂ 最外側炉心領域
１０６ 反射体
１０７ 炉心シュラウド
１０８ ダウンカマ
１０９ 原子炉圧力容器
１１０ 空気層
１１１ 内側鋼板
１１２ コンクリートモルタル
１１３ 外側鋼板
１１６ 炉心上部プレナム
２０１，２０２，２０３，２０４，２０５，２０６ 境界線
Claims (2)
- 内部に複数の部品が配置された所定の容積内の放射線の被照射に係る放射線データの三次元空間分布算出方法であって、
前記所定の容積内には、沸騰水型原子炉及び該沸騰水型原子炉の周囲の空間を含み、
前記所定の容積内の前記沸騰水型原子炉及び前記複数の部品、並びに前記沸騰水型原子炉の周囲に設けられた少なくとも原子炉遮蔽壁を含む構造物についての、材料と（ｒ，ｚ）座標系及び（ｒ，θ）座標系の幾何学的形状データとを含む入力データである第１ライブラリを準備する第１ライブラリ編集工程と、
前記所定の容積内の前記沸騰水型原子炉及び前記複数の部品、並びに前記沸騰水型原子炉の周囲に設けられた前記構造物についての前記材料の放射線反応データを含む入力データである第２ライブラリを準備する第２ライブラリ編集工程と、
前記所定の容積内の前記沸騰水型原子炉及び前記複数の部品、並びに前記沸騰水型原子炉の周囲に設けられた前記構造物についての前記材料に対する放射線線量率、放射線照射量、発熱量及び中性子損傷率のうちのいずれか１つを少なくとも含む前記放射線の被照射に係る放射線データを算出するための換算係数データの入力データである第３ライブラリを準備する第３ライブラリ編集工程と、
前記入力データの前記第１ライブラリと前記第２ライブラリとを用いて、前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束を前記（ｒ，ｚ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出する第１の二次元輸送解析工程と、
前記入力データの前記第３ライブラリと、前記第１の二次元輸送解析工程により算出された前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の前記（ｒ，ｚ）座標系の前記放射線の被照射に係る放射線データを第１の放射線データとして算出する第１の放射線データ算出工程と、
前記入力データの前記第１ライブラリと前記第２ライブラリとを用いて、前記容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束を前記（ｒ，θ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた輸送解析により算出する第２の二次元輸送解析工程と、
前記入力データの前記第３ライブラリと、前記第２の二次元輸送解析工程により算出された前記水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の前記所定の軸方向高さにおける水平面内の前記（ｒ，θ）座標系の前記放射線の被照射に係る放射線データを第２の放射線データとして算出する第２の放射線データ算出工程と、
を含み、
更に、前記第２の放射線データ算出工程で算出された前記第２の放射線データを、θ座標について積算平均化処理し、前記容積内の前記所定の軸方向高さにおける水平面内の前記（ｒ，θ）座標系のｒ座標にのみ依存する第３の放射線データを算出する第３の放射線データ算出工程と、
前記第２の放射線データ算出工程において算出された前記（ｒ，θ）座標依存の前記第２の放射線データを、前記第３の放射線データ算出工程において算出された前記ｒ座標のみに依存する前記第３の放射線データで除して、前記（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を算出する補正係数算出工程と、
前記補正係数算出工程において算出された前記（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を、前記第１の放射線データ算出工程において算出された前記（ｒ，ｚ）座標系依存の前記第１の放射線データに乗じて、前記容積内の（ｒ，θ，ｚ）座標系の前記放射線の被照射に係る放射線データを第４の放射線データとして算出する第４の放射線データ算出工程と、を含むことを特徴とする放射線データの三次元空間分布算出方法 - 内部に複数の部品が配置された所定の容積内の放射線の被照射に係る放射線データの三次元空間分布算出方法であって、
前記所定の容積内には、沸騰水型原子炉及び該沸騰水型原子炉の周囲の空間を含み、
前記所定の容積内の前記沸騰水型原子炉及び前記複数の部品、並びに前記沸騰水型原子炉の周囲に設けられた少なくとも原子炉遮蔽壁を含む構造物についての材料、幾何学的形状データを含む入力データである第１ライブラリを準備する第１ライブラリ編集工程と、
前記所定の容積内の前記沸騰水型原子炉及び前記複数の部品、並びに前記沸騰水型原子炉の周囲に設けられた前記構造物についての前記材料の放射線反応データを含む入力データである第２ライブラリを準備する第２ライブラリ編集工程と、
前記所定の容積内の前記沸騰水型原子炉及び前記複数の部品、並びに前記沸騰水型原子炉の周囲に設けられた前記構造物についての前記材料に対する放射線線量率、放射線照射量、発熱量及び中性子損傷率のうちのいずれかを少なくとも含む前記放射線の被照射に係る放射線データを算出するための換算係数データの入力データである第３ライブラリを準備する第３ライブラリ編集工程と、
前記入力データの前記第１ライブラリと前記第２ライブラリとを用いて、前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束を前記（ｒ，ｚ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出する第１の二次元輸送解析工程と、
前記入力データの前記第３ライブラリと、前記第１の二次元輸送解析工程により算出された前記容積内の（ｒ，ｚ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の前記（ｒ，ｚ）座標系の前記放射線の被照射に係る放射線データを第１の放射線データとして算出する第１の放射線データ算出工程と、
前記入力データの前記第１ライブラリと前記第２ライブラリとを用いて、前記容積内の所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束を前記（ｒ，θ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出する第２の二次元輸送解析工程と、
前記入力データの前記第３ライブラリと、前記第２の二次元輸送解析工程により算出された前記水平面内の（ｒ，θ）座標系の放射線束とを用いて、前記容積内の前記所定の軸方向高さにおける水平面内の前記（ｒ，θ）座標系の前記放射線の被照射に係る放射線データを第２の放射線データとして算出する第２の放射線データ算出工程と、
前記入力データの前記第１ライブラリと前記第２ライブラリとを用いて、前記容積内の前記所定の軸方向高さにおける水平面内の（ｒ，θ）座標系に対して周方向に均一化されて（ｒ）座標にのみ依存する規格化された規格化放射線束を前記（ｒ，θ）座標系の二次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた二次元輸送解析により算出する、もしくは（ｒ）座標系の一次元離散座標Ｓｎ計算コードを用いた一次元輸送解析により算出する水平面内規格化輸送解析工程と、
前記入力データの前記第３ライブラリと、前記水平面内規格化輸送解析工程により算出された規格化放射線束とを用いて、前記容積内の前記所定の軸方向高さにおける水平面内の前記（ｒ，θ）座標系に対して周方向に均一化されてｒ座標にのみ依存する前記放射線の被照射に係る放射線データを規格化放射線データとして算出する規格化放射線データ算出工程と、
を含み、
更に、前記第２の放射線データ算出工程で算出された前記第２の放射線データを、前記水平面内規格化放射線データ算出工程において算出された前記ｒ座標のみに依存する前記規格化放射線データで除して、前記（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を算出する補正係数算出工程と、
前記補正係数算出工程において算出された前記（ｒ，θ）座標系依存の補正係数を、前記第１の放射線データ算出工程において算出された前記（ｒ，ｚ）座標系依存の前記第１の放射線データに乗じて、前記容積内の（ｒ，θ，ｚ）座標系の前記放射線の被照射に係る放射線データを第４の放射線データとして算出する第４の放射線データ算出工程と、を含むことを特徴とする放射線データの三次元空間分布算出方法
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