JP2021021619A - Metho for calculating air dose rate distribution - Google Patents
Metho for calculating air dose rate distribution Download PDFInfo
- Publication number
- JP2021021619A JP2021021619A JP2019137929A JP2019137929A JP2021021619A JP 2021021619 A JP2021021619 A JP 2021021619A JP 2019137929 A JP2019137929 A JP 2019137929A JP 2019137929 A JP2019137929 A JP 2019137929A JP 2021021619 A JP2021021619 A JP 2021021619A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- dose rate
- rate distribution
- air dose
- radiation
- facility
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 238000009826 distribution Methods 0.000 title claims abstract description 43
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 65
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 21
- 238000000342 Monte Carlo simulation Methods 0.000 claims abstract description 8
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 29
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 claims description 10
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 claims description 9
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 229910052693 Europium Inorganic materials 0.000 claims description 8
- OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N europium atom Chemical compound [Eu] OGPBJKLSAFTDLK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 4
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 4
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 abstract description 2
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 22
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 12
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 8
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 5
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 5
- 230000008859 change Effects 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N novaluron Chemical compound C1=C(Cl)C(OC(F)(F)C(OC(F)(F)F)F)=CC=C1NC(=O)NC(=O)C1=C(F)C=CC=C1F NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 3
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 3
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L barium sulfate Chemical compound [Ba+2].[O-]S([O-])(=O)=O TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 229910052601 baryte Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010428 baryte Substances 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N Manganese Chemical compound [Mn] PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 229910052788 barium Inorganic materials 0.000 description 1
- DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N barium atom Chemical compound [Ba] DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 1
- 238000000084 gamma-ray spectrum Methods 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 229910052748 manganese Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011572 manganese Substances 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 239000012466 permeate Substances 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
本発明は、空間線量率分布の計算方法に関する。 The present invention relates to a method for calculating an air dose rate distribution.
放射性核種は、その核種に固有の半減期で崩壊し、より安定した状態の核種に壊変する。この崩壊時に、ガンマ線、Ｘ線、β線、中性子等の放射線が放出される。崩壊により放出された放射線は、原子炉や放射線使用施設等（以下、「放射線施設」ともいう。）での残留放射能による人体への被曝原因となる。この被曝は、放射線施設のメンテナンス作業や廃止措置における作業者の放射線安全防護上重要な問題である。 Radionuclides decay with the half-life inherent in the nuclide and transform into more stable nuclides. At the time of this decay, radiation such as gamma rays, X-rays, β rays, and neutrons is emitted. The radiation emitted by the collapse causes exposure to the human body due to residual radioactivity in nuclear reactors, radiation facilities, etc. (hereinafter, also referred to as "radiation facilities"). This exposure is an important issue for the radiation safety protection of workers in the maintenance work and decommissioning of radiation facilities.
放射線施設は、放射線の漏洩を防護するための放射線遮蔽体を有し、放射線遮蔽体で囲まれた内部空間を有する。放射線施設における空間線量率分布は、中性子輸送計算、放射化計算、及び崩壊ガンマ線輸送計算の３段階により計算される（従来法、図５参照）。従来法では、３段階で計算するため、空間線量率分布の計算に非常に時間と手間がかかる。 The radiation facility has a radiation shield to protect against radiation leakage and has an internal space surrounded by the radiation shield. The air dose rate distribution in the radiation facility is calculated by three stages: neutron transport calculation, activation calculation, and decay gamma ray transport calculation (conventional method, see FIG. 5). In the conventional method, since the calculation is performed in three steps, it takes a lot of time and effort to calculate the air dose rate distribution.
こうした問題に対し、中性子輸送計算及び崩壊ガンマ線輸送計算を１回の計算により行う直接法が提案されている（例えば、非特許文献１〜２参照）。直接法によれば、空間線量率分布の計算の効率化が図られている。
To solve these problems, a direct method has been proposed in which the neutron transport calculation and the decay gamma ray transport calculation are performed by a single calculation (see, for example, Non-Patent
廃止措置における空間線量率分布の計算で重要な放射性核種の元になる元素（親元素）は、コバルトやユーロピウム等である。この親元素は、コンクリート等の放射線遮蔽体に不純物として含まれる。
しかしながら、直接法においては、放射線遮蔽体に含まれる親元素量が不純物であるため、成分分析値や標準値を見ても極めて微量であり、親元素が核反応を起こして放射性核種を生成する割合は、シミュレーション上は極めて少ない。このため、現状の直接法では、被曝線量の主因となる微量な親元素の影響を適切に評価できない。
The elements (parent elements) that are important sources of radionuclides in the calculation of air dose rate distribution in decommissioning are cobalt and europium. This parent element is contained as an impurity in a radiation shield such as concrete.
However, in the direct method, since the amount of the parent element contained in the radiation shield is an impurity, the amount is extremely small even when looking at the component analysis value and the standard value, and the parent element causes a nuclear reaction to generate a radionuclide. The ratio is extremely small in the simulation. For this reason, the current direct method cannot appropriately evaluate the effects of trace amounts of parent elements that are the main cause of radiation dose.
そこで、本発明は、放射線施設の空間線量率分布を適切に評価できる空間線量率分布の計算方法を目的とする。 Therefore, an object of the present invention is a method for calculating an air dose rate distribution that can appropriately evaluate the air dose rate distribution of a radiation facility.
上記課題を解決するために、本発明は以下の態様を有する。
［１］放射線遮蔽体を有する施設の空間線量率分布を計算する空間線量率分布の計算方法において、前記施設のモデルを作成する工程と、前記放射線遮蔽体に含まれる放射性核種を生成する親元素の含有量を前記放射線遮蔽体の総質量に対して０．０１〜１．０質量％に設定し、前記放射性核種から生成する放射線の挙動をモンテカルロ法により直接シミュレーションする工程と、を有する、空間線量率分布の計算方法。
［２］前記親元素がコバルト、セシウム及びユーロピウムから選ばれる１種以上である、［１］に記載の空間線量率分布の計算方法。
［３］前記放射線遮蔽体がコンクリート及び鋼材から選ばれる１種以上である、［１］又は［２］に記載の空間線量率分布の計算方法。
In order to solve the above problems, the present invention has the following aspects.
[1] Calculation of air dose rate distribution of a facility having a radiation shield In the method of calculating the air dose rate distribution, a step of creating a model of the facility and a parent element that produces a radionuclide contained in the radiation shield A space having a step of setting the content of the radiation to 0.01 to 1.0% by mass with respect to the total mass of the radiation shield and directly simulating the behavior of the radiation generated from the radionuclide by the Monte Carlo method. How to calculate the dose rate distribution.
[2] The method for calculating an air dose rate distribution according to [1], wherein the parent element is one or more selected from cobalt, cesium and europium.
[3] The method for calculating an air dose rate distribution according to [1] or [2], wherein the radiation shield is one or more selected from concrete and steel.
本発明の空間線量率分布の計算方法によれば、放射線施設の空間線量率分布を適切に評価できる。 According to the calculation method of the air dose rate distribution of the present invention, the air dose rate distribution of the radiation facility can be appropriately evaluated.
以下、図１及び図２を参照し、本発明の空間線量率分布の計算方法について説明する。本実施形態では、放射線遮蔽体を有する施設（放射線施設）として、原子炉施設における空間線量率分布の計算方法について説明する。 Hereinafter, the calculation method of the air dose rate distribution of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 and 2. In this embodiment, a method of calculating the air dose rate distribution in a nuclear reactor facility as a facility having a radiation shield (radiation facility) will be described.
図１に示す原子炉施設１は、基礎スラブ２の上に円筒状のペデスタル３が配設され、このペデスタル３に支持されて原子炉圧力容器４が設けられている。また、原子炉圧力容器４を囲むように放射線遮蔽体５、格納容器６等が配設されている。また、基礎スラブ２、ペデスタル３を含め、特に放射線遮蔽体５や格納容器６は、普通コンクリートや重晶石コンクリートを用いて構築されている。さらに、ステンレス鋼板等を備えて放射線の遮蔽能力を高めるようにしている。また、放射線遮蔽体５で囲まれた各室には、適宜、例えば、蒸気発生器や加圧器、制御機器、配管等の原子炉機器が設けられている。
In the
本実施形態では、原子炉圧力容器４の領域を炉心構造領域Ａとし、この炉心構造領域Ａの周り、すなわち、炉心構造領域Ａを除いた原子炉建屋（原子炉施設１）の内部領域で原子炉機器や放射線遮蔽体５等が存在する領域を遮蔽体領域Ｂとしている。
本実施形態において、「放射線遮蔽体を有する施設」とは、遮蔽体領域Ｂのことを指す。
In the present embodiment, the region of the
In the present embodiment, the “facility having a radiation shield” refers to the shield region B.
放射線遮蔽体５としては、例えば、コンクリート及び鋼材から選ばれる１種以上が挙げられる。コンクリートとしては、普通コンクリート（一般構造用コンクリート）、重晶石コンクリート（重量コンクリート）等が挙げられる。鋼材としては、ステンレス鋼板、炭素鋼等が挙げられる。
Examples of the
原子炉の炉心の状態は、核分裂性燃料の燃焼度、制御棒位置とそれらの配置により決まる。燃料棒は、新品への交換や配置の入れ替え等が行なわれ、かつ、燃焼度は原子炉の運転時間とともに増加するため、同一の状態で維持されることはない。 The state of the core of a nuclear reactor is determined by the burnup of fissile fuel, the position of control rods and their arrangement. The fuel rods are not maintained in the same state because they are replaced with new ones, their arrangements are replaced, and the burnup increases with the operating time of the reactor.
本実施形態の空間線量率分布の計算方法は、原子炉施設１のモデルを作成する工程（モデル作成工程）と、放射線遮蔽体５に含まれる親元素の含有量を放射線遮蔽体５の総質量に対して０．０１〜１．０質量％に設定し、放射性核種から生成する放射線の挙動をモンテカルロ法により直接シミュレーションする工程（シミュレーション工程）と、を有する。
本実施形態の空間線量率分布の計算方法について、図２を用いて説明する。本実施形態の空間線量率分布の計算方法では、原子炉体系のモデルを作成し（モデル作成工程）、次いで、中性子及び崩壊ガンマ線の輸送計算をする（シミュレーション工程）。本実施形態のモデル作成工程では、原子炉施設１の運転履歴と、原子炉施設１の幾何形状データ、及び燃焼集合体と制御棒の配置履歴、燃料の燃焼度履歴と、物質組成（燃料組成分布も含む）のデータを予め取得する。このとき、原子炉施設１の炉心（原子炉圧力容器４）からの漏洩中性子が大きく変化する炉心構造を反映するように原子炉体系のモデル化を行う。
In the calculation method of the air dose rate distribution of the present embodiment, the step of creating a model of the reactor facility 1 (model creation step) and the content of the parent element contained in the
The calculation method of the air dose rate distribution of the present embodiment will be described with reference to FIG. In the calculation method of the air dose rate distribution of the present embodiment, a model of the reactor system is created (model creation step), and then the transport calculation of neutrons and decayed gamma rays is performed (simulation step). In the model creation process of the present embodiment, the operation history of the
次に、それらの炉心構造が放射線遮蔽体５で生じる放射能へ与える影響をモンテカルロ法によりシミュレーションする。
このとき、放射線遮蔽体５に含まれる放射性核種（娘核種）を生成する元素（親元素）の含有量を放射線遮蔽体５の総質量に対して０．０１〜１．０質量％に設定する（最適化操作）。
一般に、放射線遮蔽体５に含まれる親元素は、放射線遮蔽体５の総質量に対して、０．００００１〜０．００１質量％（１×１０−５〜１×１０−３質量％）と微量である。このため、親元素が核反応を起こす割合は、シミュレーション上は極めて少なく、遮蔽体領域Ｂに対する放射性核種の影響を適切に評価できない。例えば、親元素の含有量が１×１０−５質量％とすると、モンテカルロ計算で扱える線源中性子数は１０億個程度であるため、全ての線源中性子が親元素と核反応を起こして娘核種を生成したとしても、生成する崩壊ガンマ線の数は１００個程度となる。実際には、放射線遮蔽体５に到達する中性子数は線源中性子数よりかなり少なく、親元素と核反応を起こす割合も小さい。加えて、親元素から核反応で娘核種が生成する割合も１００％より小さいので、生成する崩壊ガンマ線の数は１００個よりもかなり少ないものとなる。
そこで、親元素の含有量を放射線遮蔽体５の総質量に対して０．０１〜１．０質量％に設定することで、放射線と親元素とが核反応を起こす確率が上がり、生成する崩壊ガンマ線を増やすことができる。このため、遮蔽体領域Ｂに対する放射性核種の影響を適切に評価しやすくなる。
Next, the influence of these core structures on the radioactivity generated in the
At this time, the content of the element (parent element) that produces the radionuclide (daughter nuclide) contained in the
Generally, the parent element contained in the
Therefore, by setting the content of the parent element to 0.01 to 1.0% by mass with respect to the total mass of the
最適化操作において、設定する親元素の含有量は、放射線遮蔽体５の総質量に対して０．０１〜１．０質量％であり、０．０２〜０．５質量％が好ましく、０．０５〜０．３質量％がより好ましい。設定する親元素の含有量が上記下限値以上であると、遮蔽体領域Ｂに対する放射性核種の影響を適切に評価しやすくなる。設定する親元素の含有量が上記上限値以下であると、遮蔽体領域Ｂを透過する中性子やガンマ線のエネルギースペクトルが過大に変化することを抑制できる。
In the optimization operation, the content of the parent element to be set is 0.01 to 1.0% by mass, preferably 0.02 to 0.5% by mass, based on the total mass of the
親元素としては、例えば、コバルト、セシウム、ユーロピウム、バリウム、ニッケル、マンガン等が挙げられる。含有量を設定する親元素としては、放射線遮蔽体５に主として含まれ、遮蔽体領域Ｂに対する親元素の影響を適切に評価しやすい観点から、コバルト、セシウム及びユーロピウムから選ばれる１種以上が好ましい。
Examples of the parent element include cobalt, cesium, europium, barium, nickel, manganese and the like. As the parent element for setting the content, one or more selected from cobalt, cesium and europium are preferable from the viewpoint that they are mainly contained in the
次に、最適化操作で含有量を調整した親元素から生成する放射性核種の崩壊ガンマ線の挙動をモンテカルロ法により直接シミュレーションする。ここで、モンテカルロ法では、モデル作成工程で取得したデータを用い、中性子スペクトル及び崩壊ガンマ線スペクトルを求める。 Next, the behavior of decay gamma rays of radionuclides generated from the parent element whose content has been adjusted by the optimization operation is directly simulated by the Monte Carlo method. Here, in the Monte Carlo method, the neutron spectrum and the decay gamma ray spectrum are obtained using the data acquired in the model creation process.
次に、最適化操作で調整した親元素の含有量に基づいて、モンテカルロ法により直接シュミレーションした計算結果から、運転履歴と任意の冷却時間のデータを用いて崩壊ガンマ線による空間線量率分布を評価する。 Next, based on the content of the parent element adjusted by the optimization operation, the air dose rate distribution by decay gamma rays is evaluated using the operation history and arbitrary cooling time data from the calculation results directly simulated by the Monte Carlo method. ..
このようにして、本実施形態の空間線量率分布の計算方法では、放射線遮蔽体５に極めて微量に含まれる親元素の含有量を調整することにより、効率的に正確な空間線量率分布を求めることが可能になる。
In this way, in the calculation method of the air dose rate distribution of the present embodiment, the accurate air dose rate distribution is efficiently obtained by adjusting the content of the parent element contained in the
また、放射線施設の解体においては、例えば、原子力発電所の原子炉施設の廃止措置を行う際に、本実施形態の空間線量率分布の計算方法を用いることで、原子炉施設の空間線量率分布を効率良く、かつ、正確に評価できる。このため、信頼性と安全性とを確保しながら解体作業を行うことが可能になる。 Further, in the dismantling of the radiation facility, for example, when the reactor facility of the nuclear power plant is decommissioned, the air dose rate distribution of the reactor facility is distributed by using the calculation method of the air dose rate distribution of the present embodiment. Can be evaluated efficiently and accurately. Therefore, the dismantling work can be performed while ensuring reliability and safety.
また、遮蔽体領域Ｂの解体物を廃棄する際に、解体廃棄物の放射能レベルが正確に判別できるため、放射能レベルに応じて適切に解体廃棄物を処分することが可能になる。すなわち、本来放射性廃棄物としての処分が不要な廃棄物を放射性廃棄物として処分するようなことを確実に防止することも可能になる。 Further, when the dismantled material in the shield region B is disposed of, the radioactivity level of the dismantled waste can be accurately determined, so that the dismantled waste can be appropriately disposed of according to the radioactivity level. That is, it is also possible to reliably prevent the disposal of waste that originally does not need to be disposed of as radioactive waste as radioactive waste.
次に、本発明の空間線量率分布の計算方法を適用するにあたって、最適化操作を行う前後の中性子スペクトルの一例について説明する。
図３は、放射線遮蔽体として普通コンクリートを用い、このコンクリートにウラン２３５の核分裂中性子が５ｃｍの厚さの水を透過して入射した際の中性子スペクトルである。
図３では、普通コンクリート中の主要な親元素であるコバルト、セシウム、ユーロピウムの含有量を変化させている。
図３の最適化前の中性子スペクトルは、コバルトの含有量が０．０質量％の中性子スペクトルである。
図３の最適化後１の中性子スペクトルは、コバルトの含有量を０．３質量％、セシウムの含有量を０．１質量％、ユーロピウムの含有量を０．０５質量％に設定した場合の中性子スペクトルである。
図３の最適化後２の中性子スペクトルは、コバルトの含有量を０．５質量％、セシウムの含有量を０．２質量％、ユーロピウムの含有量を０．０５質量％に設定した場合の中性子スペクトルである。
Next, in applying the calculation method of the air dose rate distribution of the present invention, an example of the neutron spectrum before and after the optimization operation will be described.
FIG. 3 shows a neutron spectrum when ordinary concrete is used as a radiation shield and fission neutrons of uranium-235 permeate and enter water having a thickness of 5 cm.
In FIG. 3, the contents of cobalt, cesium, and europium, which are the main parent elements in ordinary concrete, are changed.
The neutron spectrum before optimization in FIG. 3 is a neutron spectrum having a cobalt content of 0.0% by mass.
The neutron spectrum after
The neutron spectrum of the optimized 2 in FIG. 3 shows the neutrons when the cobalt content is set to 0.5% by mass, the cesium content is set to 0.2% by mass, and the europium content is set to 0.05% by mass. It is a spectrum.
図３に示すように、最適化前後で、０．０１〜１ｅＶの熱中性子ピークに差異が見られる。図３に示す程度の差異であれば、中性子スペクトルの変化を抑制できており、遮蔽体領域Ｂに対する放射性核種の影響を適切に評価できているといえる。
なお、最適化前後の中性子スペクトルの差異は、親元素が存在している領域における１ｃｍ２当たりの中性子束の数（図３のグラフの縦軸の物理量）の差異の最大値で評価する。図３における中性子束の数の差異の最大値は、４０％である。中性子束の数の差異の最大値が４０％以下であれば、中性子スペクトルの変化を抑制できていると判断する。中性子束の数の差異の最大値は、４０％以下が好ましく、２０％以下がより好ましく、１０％以下がさらに好ましい。
As shown in FIG. 3, there is a difference in the thermal neutron peak of 0.01 to 1 eV before and after the optimization. If the difference is as shown in FIG. 3, it can be said that the change in the neutron spectrum can be suppressed and the influence of the radionuclide on the shield region B can be appropriately evaluated.
The difference in the neutron spectrum before and after the optimization is evaluated by the maximum value of the difference in the number of neutron fluxes per 1 cm 2 (physical quantity on the vertical axis of the graph in FIG. 3) in the region where the parent element exists. The maximum difference in the number of neutron fluxes in FIG. 3 is 40%. If the maximum value of the difference in the number of neutron fluxes is 40% or less, it is judged that the change in the neutron spectrum can be suppressed. The maximum value of the difference in the number of neutron fluxes is preferably 40% or less, more preferably 20% or less, still more preferably 10% or less.
一方、図４は、放射線遮蔽体として炭素鋼を用い、炭素鋼にウラン２３５の核分裂中性子が５ｃｍの厚さの水を透過して入射した際の中性子スペクトルである。
図４では、セシウムの含有量を変化させている。
図４の最適化前の中性子スペクトルは、セシウムの含有量が０．０質量％の中性子スペクトルである。
図４の最適化後の中性子スペクトルは、セシウムの含有量を２．０質量％に設定した場合の中性子スペクトルである。
On the other hand, FIG. 4 shows a neutron spectrum when carbon steel is used as a radiation shield and fission neutrons of uranium-235 are transmitted through water having a thickness of 5 cm and incident on the carbon steel.
In FIG. 4, the content of cesium is changed.
The neutron spectrum before optimization in FIG. 4 is a neutron spectrum having a cesium content of 0.0% by mass.
The optimized neutron spectrum in FIG. 4 is a neutron spectrum when the cesium content is set to 2.0% by mass.
図４に示すように、最適化前後で、１〜１００ｅＶでの中性子スペクトルに大きな差異が見られる。図４における中性子束の数の差異の最大値は、９３％である。このため、本来の核反応とは、部分的に大きく異なる核反応をシミュレートしており、遮蔽体領域Ｂに対する放射性核種の影響を適切に評価できない。 As shown in FIG. 4, there is a large difference in the neutron spectrum at 1 to 100 eV before and after the optimization. The maximum difference in the number of neutron fluxes in FIG. 4 is 93%. For this reason, a nuclear reaction that is partially different from the original nuclear reaction is simulated, and the effect of the radionuclide on the shield region B cannot be properly evaluated.
このように、放射線の中でも特に中性子のエネルギースペクトルに過度の影響を与えない範囲で親元素量を設定する必要がある。
親元素量を最適化して得られたシミュレーション結果は、親元素の割合を増加した分だけ過大な崩壊ガンマ線が生成する。親元素の増加分は、放射線遮蔽体の主要元素で調整するため、崩壊ガンマ線に与える影響は無視できる。親元素の増加による崩壊ガンマ線の増加は比例するため、親元素の増加割合で生成する崩壊ガンマ線の数を補正すればよい。
In this way, it is necessary to set the amount of the parent element within a range that does not excessively affect the energy spectrum of neutrons in radiation.
In the simulation results obtained by optimizing the amount of parent elements, excessive decay gamma rays are generated by the amount of increase in the proportion of parent elements. Since the increase in the parent element is adjusted by the main elements of the radiation shield, the effect on decay gamma rays can be ignored. Since the increase of decayed gamma rays due to the increase of the parent element is proportional, the number of decayed gamma rays generated by the increase rate of the parent element may be corrected.
以上、本発明に係る空間線量率分布の計算方法の一実施形態について説明したが、本発明は上記の一実施形態に限定されるものではなく、その趣旨を逸脱しない範囲で適宜変更可能である。 Although one embodiment of the method for calculating the air dose rate distribution according to the present invention has been described above, the present invention is not limited to the above one embodiment and can be appropriately changed without departing from the spirit of the present invention. ..
本実施形態では、放射線遮蔽体を有する施設として、原子炉施設の例を挙げたが、本発明はこれに限定されず、放射線遮蔽体を有する施設は、例えば、加速器施設や、放射線使用施設であってもよい。 In the present embodiment, an example of a nuclear reactor facility is given as a facility having a radiation shield, but the present invention is not limited to this, and the facility having a radiation shield is, for example, an accelerator facility or a radiation use facility. There may be.
本発明の空間線量率分布の計算方法によれば、従来よりも短時間で効率よく精度の高い空間線量率分布の結果を得ることができる。これは、３段階の計算が１段階になること、最適化した親元素量とすることで微量な放射性核種による崩壊ガンマ線を効率よく得られることによるものと考えられる。
加えて、従来法では、崩壊ガンマ線の発生位置をある領域内で一様な分布として空間線量率分布を計算していたが、本発明の空間線量率分布の計算方法によれば、実際に親元素が存在している位置で崩壊ガンマ線を発生させられるので、位置精度を高められる。
According to the calculation method of the air dose rate distribution of the present invention, it is possible to obtain the result of the air dose rate distribution with high accuracy and efficiency in a shorter time than before. It is considered that this is because the three-step calculation becomes one step and the decayed gamma rays due to a small amount of radionuclides can be efficiently obtained by using the optimized parent element amount.
In addition, in the conventional method, the air dose rate distribution was calculated with the generation position of the decayed gamma rays as a uniform distribution within a certain region, but according to the calculation method of the air dose rate distribution of the present invention, it is actually a parent. Since decay gamma rays can be generated at the position where the element exists, the position accuracy can be improved.
１ 原子炉施設
２ 基礎スラブ
３ ペデスタル
４ 原子炉圧力容器
５ 放射線遮蔽体
６ 格納容器
Ａ 炉心構造領域
Ｂ 遮蔽体領域
1
Claims (3)
前記施設のモデルを作成する工程と、
前記放射線遮蔽体に含まれる放射性核種を生成する親元素の含有量を前記放射線遮蔽体の総質量に対して０．０１〜１．０質量％に設定し、前記放射性核種から生成する放射線の挙動をモンテカルロ法により直接シミュレーションする工程と、
を有する、空間線量率分布の計算方法。 In the calculation method of the air dose rate distribution for calculating the air dose rate distribution of a facility having a radiation shield,
The process of creating a model of the facility and
The content of the parent element that produces the radionuclide contained in the radiation shield is set to 0.01 to 1.0 mass% with respect to the total mass of the radiation shield, and the behavior of the radiation generated from the radionuclide is set. And the process of directly simulating by the Monte Carlo method,
How to calculate the air dose rate distribution.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2019137929A JP7272891B2 (en) | 2019-07-26 | 2019-07-26 | Calculation method of air dose rate distribution |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2019137929A JP7272891B2 (en) | 2019-07-26 | 2019-07-26 | Calculation method of air dose rate distribution |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2021021619A true JP2021021619A (en) | 2021-02-18 |
| JP7272891B2 JP7272891B2 (en) | 2023-05-12 |
Family
ID=74574793
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2019137929A Active JP7272891B2 (en) | 2019-07-26 | 2019-07-26 | Calculation method of air dose rate distribution |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP7272891B2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102608936B1 (en) * | 2023-09-13 | 2023-11-30 | 유성훈 | Radiation calculation apparatus for nuclear power plant structures |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003287589A (en) * | 2002-03-28 | 2003-10-10 | Taiheiyo Cement Corp | Method for controlling spatial dose from concrete |
| JP2004361240A (en) * | 2003-06-04 | 2004-12-24 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | Dosage calculation system, dosage calculation method, and program |
| JP2014238358A (en) * | 2013-06-10 | 2014-12-18 | 清水建設株式会社 | Estimation method for quantity of radio-activation of nuclear reactor facility and disassembly method for nuclear reactor facility using the same |
| JP2017101962A (en) * | 2015-11-30 | 2017-06-08 | 株式会社東芝 | Estimation device and estimation method of radiation source |
| US20180009711A1 (en) * | 2016-07-07 | 2018-01-11 | Ion Beam Applications S.A. | Compositions of low activation concrete and use thereof |
| JP2018141669A (en) * | 2017-02-27 | 2018-09-13 | 清水建設株式会社 | Method for estimating non-radioactivated portion in concrete |
| JP2018189516A (en) * | 2017-05-08 | 2018-11-29 | 株式会社東芝 | Device, method, and program for calculating surface contamination density distribution |
-
2019
- 2019-07-26 JP JP2019137929A patent/JP7272891B2/en active Active
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003287589A (en) * | 2002-03-28 | 2003-10-10 | Taiheiyo Cement Corp | Method for controlling spatial dose from concrete |
| JP2004361240A (en) * | 2003-06-04 | 2004-12-24 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | Dosage calculation system, dosage calculation method, and program |
| JP2014238358A (en) * | 2013-06-10 | 2014-12-18 | 清水建設株式会社 | Estimation method for quantity of radio-activation of nuclear reactor facility and disassembly method for nuclear reactor facility using the same |
| JP2017101962A (en) * | 2015-11-30 | 2017-06-08 | 株式会社東芝 | Estimation device and estimation method of radiation source |
| US20180009711A1 (en) * | 2016-07-07 | 2018-01-11 | Ion Beam Applications S.A. | Compositions of low activation concrete and use thereof |
| JP2018141669A (en) * | 2017-02-27 | 2018-09-13 | 清水建設株式会社 | Method for estimating non-radioactivated portion in concrete |
| JP2018189516A (en) * | 2017-05-08 | 2018-11-29 | 株式会社東芝 | Device, method, and program for calculating surface contamination density distribution |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102608936B1 (en) * | 2023-09-13 | 2023-11-30 | 유성훈 | Radiation calculation apparatus for nuclear power plant structures |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP7272891B2 (en) | 2023-05-12 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Raj et al. | Sodium fast reactors with closed fuel cycle | |
| Galanin | THE THEORY OF THERMAL NEUTRON NUCLEAR REACTORS. PART 1 | |
| Vojackova et al. | Safety analyses of reactor VVER 1000 | |
| JP2015064261A (en) | Nuclear transformation assembly and fast neutron reactor nuclear power plant system using the same | |
| JP7272891B2 (en) | Calculation method of air dose rate distribution | |
| Hamidouche et al. | Application of coupled code technique to a safety analysis of a standard MTR research reactor | |
| JP2014238358A (en) | Estimation method for quantity of radio-activation of nuclear reactor facility and disassembly method for nuclear reactor facility using the same | |
| Hermawan | Neutronic Analysis of SAMOP Reactor Experimental Facility Using SCALE Code System | |
| Yang et al. | Fuel cycle scheme design and evaluation for thorium–uranium breeding recycle in CANDU reactors | |
| Matijević et al. | Boration modeling of the PWR biological shield using SCALE6. 1 hybrid shielding methodology | |
| Khotiaintseva et al. | CALCULATION OF RADIATION FIELDS IN THE VVER-1000 CONCRETE BIOLOGICAL SHIELD USING MONTE CARLO CODE SERPENT a. | |
| Zhang et al. | Development and validation of the code COUPLE3. 0 for the coupled analysis of neutron transport and burnup in ADS | |
| Nicolas et al. | A dummy core for v&v and education and training purposes at techniatome: in and ex-core calculations | |
| Abdelhady | Deriving formula to simulate the radiological behavior during LOCA in open pool type reactor | |
| Preston et al. | Possibilities for monitoring the composition of an iPWR core using ex-core neutron detectors | |
| Davis | Special isotopes of the FUGEN nuclear reactor | |
| Matijević et al. | I2S-LWR Activation Analysis of Heat Exchangers Using Hybrid Shielding Methodology With SCALE6. 1 | |
| Khakim et al. | Estimation of maximum fast neutron fluence on graphite moderator of TMSR-500 | |
| Pascal et al. | PHENIX: Interpretation of ECRIX-H transmutation experiment with TRIPOLI4D | |
| CN117790007A (en) | Sleeve type MA/UO in pressurized water reactor 2 Transmutation rod | |
| Fang et al. | Activation Analysis of the Reactor Pressure Vessel of HTR-PM Reactor Using FLUKA Code | |
| 松村太伊知 | Study on Quantitative Prediction Method for Evaluating Nuclide Distribution and Energy Spectrum of Radioactive Waste Generated by Severe Accidents | |
| Fu et al. | Optimization of the Tritium Production and Discharge in HPR1000 | |
| Bekker | Ionising Radiation Dose Calculations for the Release of 131I During Accident Conditions at the SAFARI-1 Materials Test Reactor | |
| Weindl | Reduction of reactor pressure vessel activation through neutron capture In the biological shield |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20220627 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20230412 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20230418 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20230427 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7272891 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |