RISTニュースNo．
６２（２０１７）

原子力規制庁長官官房技術基盤グループにおけるPHI
TSコード改良

PHI
TScodeimprovement
sbyRe
gulator
ySt
andar
dand
Rese
arc
hDepart
me
ntSecret
ari
ato
f
Nucle
arRe
gul
ati
o
nAut
horit
y
原子力規制委員会

原子力規制庁長官官房技術基盤グループ
後神 進史

原子力規制庁長官官房技術基盤グループでは、原子力事業者が施設若しくは機器の設置許可、事業許可、設計承認等の申請を行う際に実施する安全解析について、その妥当性を評価するため、様々な技術の導入と改善に向けた安全研究を継続的に実施している。核燃料輸送物の遮蔽解析分野においては、PHITSを当該分野に適用させるためのコード改良を行い、規制に用いるツールとしての整備を平成２５年度より進めてきた。本稿ではこの安全研究について、その経緯及び進捗状況を紹介する。
行えなくなった。今後、MCNPのみならず、１．はじめに金属キャスクなどの輸送容器に核燃料物質米国製解析コード全体に使用制限が拡大するを収納した核燃料輸送物の設計承認申請の遮可能性を無視することはできず、また米国製

蔽性能に対する安全解析では米国製の離散座コードの独自改良に対する著作権問題が表面

標SN輸送計算コードDOT
３．
５［１］が主とし化する可能性等も勘案し、他国の事情によりて使用される例が多く、また、原子力規制庁我が国の原子力安全評価や規制活動が制限を長官官房技術基盤グループ（以下「技術基盤受ける事態を避けるための確実な対処の必要Gr．」という。
）が発足する以前に審査の技術性は以前より議論がなされて来た［３］。これ支援を行っていた旧（独）原子力安全基盤機らの問題に関しては、日本原子力学会の放射構（以下「旧JNES」という。）がクロスチェッ

線工学部会においても検討がなされ、その結ク解析を行う際にも米国製である連続エネル論の一部として、国産の安全解析コード開ギ ー モ ン テ カ ル ロ 輸 送 計 算 コ ー ドMCNP

発、改良及び保守の体制を整備し、継続的に［２］が使用されていた。核燃料輸送物に限ら保持していくことが重要であるとの提言がまず原子力分野全体を見渡しても、遮蔽解析技とめられている［４］。

術は我が国の原子力黎明期に機器と共に米国

２．安全研究の経緯より入手した解析コードや断面積ライブラリをそのまま、あるいはインターフェースの改

旧JNESにおいては前述のとおり、クロス良や内蔵データの更新といった独自の改良をチェック解析コードとしてMCNPを整備し施したコードが多用されているのが現状であていたが、上記の使用制限問題に加え、申請る。しかし、平成２１年には米国がMCNP等に者のMCNPによる安全解析に対するクロス輸出規制（１０CFR８１０）を適用し、大幅な使チェック解析（旧JNESでは、独自に整備し用制限こそ回避されたもののコードの内容はた解析コードを使用するとの原則があった。
）

非公開となり、精度や信頼性に対する検証もで使用するコードを整備する必要性も生じ、－3－RISTニュースNo．
６２（２０１７）

国産の連続エネルギーモンテカルロ輸送計算

究の第一段階として、PHI
TSを核燃料輸送物

コ ー ド PHI
TS（ ParticleandHe
avyIon遮蔽解析コードとして導入して実務に適用す

Tr
ans
por
tcodeSystem；粒子・重イオン輸る場合に効果的な機能の検討・抽出を行い、送統合コードシステム）［５］を当該分野の遮その結果に基づいて機能開発を進めている。

蔽解析コードとして導入するための安全研究

３．
１． 効果的な機能の抽出をスタートさせ、その後、平成２６年３月には
旧JNESは原子力規制庁に統合され、当該研平成２５年度は、核燃料輸送物の遮蔽構造の究は技術基盤Gr．の安全研究として引き継が

特 徴 を 反 映 し た 模 擬 体 系 を 構 築 し、れることとなった。

PHI
TS
２．
５３及びMCNP
５を用いて模擬容器の表面及び表面から１m離れた点（法令により３．安全研究の進捗状況

線量基準が定められている点）における線量PHI
TSは、旧日本原子力研究所で開発され当量率を導出する解析をそれぞれのコードがたNMTC/
JAM［６］をベースとして機能拡有する機能により行い、その作業手順や作業張が施された、放射線、重イオンビーム等の効率を比較することで、PHITSに加えると効三次元空間内の挙動を解析できる国産の汎用果的な機能を検討した［８］。両コードによるモンテカルロコードである。PHI
TSは、公開解析では、計算体系の他に、断面積ライブラ

初 期 段 階 で は 大 強 度 陽 子 加 速 器 施 設J－リ、線源設定、線量率換算係数、計算機環境

PARCにおける核破砕中性子源［７］等の設等のコードの機能に依存しない解析条件は極計に対する要望を多く取り込み、近年では宇力同一の設定とした。それ以外の解析条件と宙開発や粒子線治療における被ばく評価等とし て、使 用TallyはPHITS
２．
５３で は［T－いった高エネルギー放射線・粒子線を扱う分Tr
ack］（TrackLengthEstimator）、MCNP
５野からのニーズに応える形で改良が進んで来ではF５Tally（PointEstimator）をそれぞれた経緯がある。一方で、原子力施設・機器の使用し、分散低減法に関してはPHITS
２．
５３で遮蔽解析を実施する際に対象となる比較的低は簡易解析結果を基に［Importance］パラエネルギーの中性子やガンマ線を計算するた

メ ー タ を 設 定 し、MCNP
５で はWeight

めの基本的な機能もほぼ有してはいたが、安Wi
ndowGeneratorを 用 い て 作 成 し た

全研究の具体的な作業を開始した段階での最WeightWi
ndow下限値パラメータを使用し新版であったPHITS２．
５３においては、要望がた。これらの条件を基に解析を行った評価結

比較的少数であった原子力分野の実務に適用

果及びそれに伴う統計誤差が容器表面でするための機能がMCNPと比べて充実して１％、表面から１mで３％を下回るまでに要いるとは言い難かった。したがって、安全研する計算時間の比較を表１に示す。

－4－

RI
STニュース

表１PHITS
２．
５３及びMCNP
５による核燃料輸送物模擬体系遮蔽解析の結果比較

Tally体積

評価位置

容器
表面

表面
から
１ｍ

No．
６２（２０１７）PHITS
２．
５３/MCNP
５［cm］

線量当量率比

計算時間比＊3

上部軸方向

１６．
０×
３．
００．
９７２

４．
１

トラニオン 近辺

６．
０×
２．
０１．
００１１．
９

下部軸方向

１６．
０×
３．
０１．
０１０．
６下部径方向

１１．
９×
３．
０

１．
０００．
６

側部

１１．
９×
３．
０

１．
０６３．
１

上部軸方向

１００．
０×
１．
０１．
０３２４０

上部径方向

２９．
１×
１．
０

１．
１０６１４

下部軸方向

１００．
０×
１．
０

１．
０４５８

下部径方向

２９．
１×
１．
０

１．
０８２４３

側部

２９．
１×
１v
０

１．
０８２４３

3

＊2

＊1

＊１ PHITS２．
５３の［TTrack］の体積：面積［cm ］×厚さ［cm］＊２ 輸送容器を吊り上げる、又は架台へ固定する際に使用される突起状の部材であり、周辺とは遮蔽構造が異なる。
＊３ 全評価位置で基準統計誤差を満足するまで計算を行い、その時点での各評価位置での統計誤差を基に、基準を満足するまでの計算時間を推定している。
2PHITSにとって効果的な機能を抽出した。

当解析の結果より、線量当量率の評価結果に大きな違いが見られないことが確認できた

その抜粋を表２に示す。

が、表面から１mにおける評価を行う際に要上述の比較解析を行った次年度以降では、する計算時間には顕著な差が現れた。これは表２の内容に基づいてコード改良を進め、開大きな面積や体積を有する線源から空間的に発した機能を用いて、実際の核燃料輸送物に離れた小領域における線束を評価することを対する検証解析も行っている。

得意とするPointEst
imatorの有無による差

３．
２ 機能開発作業が大きい。また、表１には含まれない情報として、深層透過計算を行う際には必須ともい機能開発作業の初年度（平成２６年度）には、える適切な分散低減パラメータを準備するた

当時の最新版であったPHITS
２．
７３（平成２６年

め の 作 業 効 率 に 着 目 し て み て も、Weight

９月公開）をベースとして表２におけるNo．

Wi
ndowGenerator
を 有 す るMCNP
５は 同 機

２、３及び８の機能開発を行った［９］。これ

能を搭載していなかったPHITS
２．
５３と比べらの機能については、平成２７年１２月に公開さて遮蔽解析実用面での利便性は高い。このよれたPHITS
２．
８２以降に反映され、搭載されてうに、解析時間や解析作業の効率等、様々ないる。また、同年度に核燃料輸送物を対象と角度からの比較・検討を行った結果、核燃料した検証解析を実施した。

輸送物の遮蔽解析を実務として行う上で

－5－

RI
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６２（２０１７）

表２No．
１

PHI
TS
２．
５３を核燃料輸送物遮蔽解析に適用する上で効果的な機能
必要・効果的な機能期待される効果

Cellの体積の自動計算機能の搭載

Tallyでの計算にCellの体積情報が必要な際に準備作業の効率が上がる。

２Tallyの 領 域 定 義 に お け る 円 筒 座 標 系（rθz- 円筒形が多い輸送容器体系に対して、径方向のmesh）の使用
線量角度分布を評価する際に、設定が容易となる。

３

NextEve
ntEstimator（ PointEstimator及 び 計算時間が短縮できる。
（特に容器表面から１RingEstimator）の搭載m点での線量評価）

４［TCross］セクションと［Multiplier］セクション ［Multiplier］セクションに線量換算係数を設定の連動することで、容器表面での線量を評価する際に精度が向上する。

５

分散低減パラメータの自動生成機能（MCNP
５に 複雑体系に対してWeightWindow法を適用す
お け るWe
ightWindowGenerator
相 当 機 能）の る際には、当機能がなければ実質的にパラメー搭載タの準備は非常に困難。

６

各Cellの輸送粒子到達数の出力（MCNP
５におけ 分散低減パラメータ設定や計算結果の妥当性
るPo
pulation（table１２６）相当）確認の指標となる。

７

統計の信頼性を確認できる指標の出力（MCNP
５ 計算過程や計算結果の妥当性確認の指標となる。
における１０St
atis
tic
alCheck相当）

８

核分裂性核種を含む領域における核分裂二次中 核分裂性物質を放射線源とする核燃料輸送物性子の制御機能（MCNP
５におけるNONUカード 等の計算を行う際に、中性子実効増倍率を別途相当）の搭載準備することで計算時間が短縮できる。

表３

技術基盤Gr．のコード改良作業で開発し、PHITS正式版に反映された機能

No．＊

反映された機能内容

１［TTrack］
セクションを使ったモンテカルロ積 遮蔽解析において多数のCellの体積情報が必
分機能の活用要となるのは主にNo．
５の［TWWG］セクションであり、そこで要求される精度を満たすモン
テカルロ積分機能を活用。

２mesh=rzの拡張

既存のrzメッシュに角度設定（θ）を追加。

［TPoint］セクションの搭載

断面積ライブラリのデータを基に輸送計算を行う場合の中性子及び光子のみに適用を限定し、PointEsti
mator
及びRingEstimatorを搭載。

［TCross］セクションの改良セクション内にmultiplier
サブセクションを追加。

［TWWG］セクションの搭載

計算体系内の輸送粒子密度が均質となるようにWeightWi
ndow下限値パラメータを自動生成する機能を搭載。更に改良を予定。

３４５６［TTrack］セクションにおけるrshowオプション ［TTrack］にmultiplier
サブセクションとrshowオプションを設定し活用することでCellの活用ごとの輸送粒子到達数分布を出力可能。２次元表記も可。

７

今後の課題検討中。

［Parameters］セクションにオプションを追加

nonuオプションを追加。輸送計算中に核分裂反応が誘起された時、nonu=１ 核分裂として扱う。
nonu=０ 中性子捕獲として扱う。

８＊No．の番号は表２の番号に対応している。

－6－

RI
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６２（２０１７）

３．
３ 核燃料輸送物に対する検証解析

詳細は後述の３．
３章に記す。翌平成２７年度には、当時の最新版であるPHI
TS
２．
８２をベー

平成２６年度の安全研究の一環として、核燃スとして表２におけるNo．
４及び５の機能開料輸送物に対する中性子線量当量率の検証解発を行った［１０］。これらの機能については、

析 を 行 っ た。解 析 対 象 の 輸 送 物 と し て

平成２８年９月に公開されたPHITS
２．
８７以降

OECD/NEA（Organization for Economicに反映され、搭載されている。平成２８年度作

CooperationandDevelopme
nt/European

業 は 現 在 実 施 中 で あ り、前 述 の と お り

NuclearEner
gyAgency）に お い て ベ ン チPHITS
２．
８７より搭載された［TWWG］セクマーク問題に取り上げられているTN１２型核ション（表２におけるNo．
５の機能）を発展さ燃料輸送物を選択し、当年度の安全研究によせ、実務上の使い勝手を改善するための機能り開発した新機能を搭載したPHITS
２．
７３（以開発［１０］を進めている。

下「PHITS２．
７３改」という。
）、MCNP
５及び以上の安全研究により機能開発を行い、参照文献［１１，１２］記載の解析・実測データ

PHI
TS正式版に搭載された機能を表３に示の比較を行った。

す。また、技術基盤Gr．の安全研究により開図１にTN１２型核燃料輸送物解析モデルの発した機能の具体的内容については、後日に断面図及び解析モデルを基にした３D外観図別途詳報することとしたい。

（PHITSの［T３Dshow］出力図）を示す。モ

図１ TN１２型核燃料輸送物解析モデル
左：断面図
右：解析モデルを基にした３D外観図

－7－

RI
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６２（２０１７）

デル化における詳細な寸法、物質設定及び線５（F５Tally）の評価結果として容器外部での源設定の解析条件は参考文献［１２］に準じて中性子スペクトルを示した図２より、両コーいるため、そちらを参照されたい。その他のドによる解析結果に良い一致が得られること

PHI
TS解析条件として、断面積ライブラリはJENDL４．
０［１３］、解析における核分裂反応の取扱いはnonu=０（表３のNo．
８参照）、使用Tallyは［TTrack］及 び 新 規 搭 載 の［TPoint］（表３のNo．
３参照）である。また、対比するための測定値に関する条件は、厚さカウン
１２cmのパラフィンを減速材とした3He標準線タを検出部としたレムカウンタを252Cf源にて校正した検出器を使用し、線量率換算は検出器の応答関数専用に計算された係数により線量当量率を評価している。上記の条件によるPHITS
２．
７３改（［TPoint］）及びMCNP
側部中央表面から１５．
５cm

側部中央表面から１００．
０cm

側部中央表面から１８１．
５cm

蓋部径方向表面から１５．
５cm

底部径方向表面から１５．
５cm

図２

容器外部での中性子スペクトル評価結果－8－

RISTニュースNo．
６２（２０１７）が確認できた。また、上記のPointEstimator

一致を示したものと考えられる。ここで解析による評価結果に加えて、PHITS
２．
７３改のT-条件と測定条件との誤差要因として、

Tr
ackによる評価結果、参考文献［１１］にお・ORI
GENARP燃焼計算による線源強度、けるMCNP
５による評価結果及び測定値との中性子線源スペクトル形状等の線源設定に線量当量率比較を表４に示す。今回解析をよる誤差行ったPHITS２．
７３改及びMCNP
５の評価結果・計算モデルの均質化や簡略化による誤差

は 良 い 一 致 を 示 し、PHITS
２．
７３改 の［T-・トラニオン及び緩衝体（事故時の落下衝撃Tr
ack］及び［TPoint］による解析のhistory等から輸送物を保護するために装着される（線 源 粒 子 数）及 びFSD（FractionalSt
an-部材。TN１２型ではバルサ材を使用。）を無dardDeviation：相対標準偏差）から、［T-視したことによる、蓋/底部径方向に対す

Point］の導入により計算効率が飛躍的に向上

る線束への影響による誤差したことも確認できる。文献計算値（MCNP・輸送架台、床、壁等による散乱線の影響に５）との比較では、側部中央に対する評価結よる誤差

果は良く一致しているものの、蓋／底部径方・文献測定に用いた測定器の校正及び線量率向に対しては有意な差が見られる。この原因

換算係数に係る誤差として考えられるのが、参考文献の解析条件が考えられる。

として一部不明確であった蓋／底部近辺の解以上の結果より、［TPoint］等を加える改析モデルの再現性の違いが挙げられる。最下良を施したPHITS
２．
７３改の段階においても、段の文献測定値との対比に関しては、測定条核燃料輸送物遮蔽解析の実務に適用可能な性件に対する再現性を考慮すれば、比較的良い能を有していることが確認できた。

表４

容器外部での中性子線量当量率評価結果
側部中央

評価ツール

history

表面より
１５．
５cm

表面より
１００．
０cm

表面より
１８１．
５cm

蓋部径方向

底部径方向

表面より
１５．
５cm

表面より
１５．
５cm

Dose FSD Do
se FSD Dose FSD Dose FSD Dose FSD［μSv/h］［%］［μSv/h］［%］［μSv/h］［%］［μSv/h］［%］［μSv/h］［%］
PHITS
３．
８１E+
０９［TTrack］＊

７７．
５９０．
７２３６．
６８

１．
０５２１．
１６

１．
３９７３．
２４０．
７３

５３．
５１０．
８４PHITS２．
５４E+
０７［TPoint］

７６．
１９

０．
４０３５．
７９

０．
１６２１．
１６

０．
１３

７１．
０００．
３３５２．
８９

０．
３
９７３．
４７

MCNP
F
５Tal
ly

１．
００E+
０７

７６．
１２

１．
７２

３６．
２９

０．
７２

２１．
６３

０．
５８

１．
５５５５．
６５

１．
８
７

文献計算値
F
４Tal
ly－

７６．
９８

３．
３３

３３．
３０

２．
１１２２．
１３

１．
９２ １１０．
００ ６．
９４

２５．
９０

０．
３６

文献計算値
F５Tally－

７３．
９８０．
９５３４．
４００．
２２２０．
６１０．
１１ １１０．
８０ １．
３４２７．
２３０．
３３

文献測定値
レムカウンタ

－

５２．
９－

２８．
６－

１９．
０

３５．
０－

＊［TTrack］は直径１４cmの球形状

－9－

－

５９．
３－

RI
STニュースNo．
６２（２０１７）

４．まとめ

キンググループ，（２０１４）

技術基盤Gr．
ではPHI
TSを核燃料輸送物遮［５］T.Sato,etal.
,“Particl
eandHeavy

蔽解析へ適用させるための機能開発を進め、Ion TransportCodeSystem PHITS,

平 成２８年１１月 現 在 で の 最 新 版 で あ るVersion２.
５２”,J.Nucl.Sc
i.Tech.
,PHITS２．
８８には分散低減パラメータの自動

５０:９,９１３９２３(２０１３)生成機能［TWWG］等も実装され、原子力［６］K.Ni
ita,et al.
,JAERI
Data/Co
de２００１００７(２００１)

規制の実務に適用する上でも有効な機能を数多く備えたツールとしても発展した。また、［７］T.Kai,etal.
,“InducedRadioact
ivity

核燃料輸送物に対する検証解析を行い、世界

inJPARCs
pallationne
utronsource”,的にも広く活用され実績も豊富なMCNPにJ.Nucl.Sci.Tech.Suppl４,１７２１７５

よる解析結果とも良い一致を示し、解析と測(２００４)［８］後神進史，「PHITSの核燃料輸送物遮蔽定の相違点を考慮すれば測定値に対しても比解析への適用性検討」，第１０回PHI
TS研

較的良く一致したものと考えられる。
技術基盤Gr．におけるコード改良作業で究会（２０１４）は、様々な規制ニーズに対応すべく、また、［９］後神進史，「PHITSの核燃料輸送物に対より高精度・高効率な評価を行うための機能する遮蔽検証解析」，第１１回PHITS研究の検討、開発等を今後も進めていき、常に最会（２０１５）［１０］後神進史，「WeightWi
ndo
wパラメータ

新知見を適切に規制活動へ反映していく。

自動生成機能の開発と、その改良案」，
第１２回PHI
TS研究会（２０１６）

参考文献［１］F.R.Mynatt,etal.
,“TheDOT III［１１］浅見光史，他，「放射性物質輸送容器のTwoDi
mens
ionalDi
screteOr
dinates

モンテカルロ法による遮蔽安全評価手Tr
ansport Codes”,ORNLTM４２８０法ガイドライン原案の策定」，海上技術(１９７３)

安全研究所報告第１３巻第１号（２０１３）［２］A Gener
alMo
nte Carlo NPar
ticle［１２］“NEACRPI
nt
ercomparisonofCodes(MCNP)Trans
portCode,for t
he Shielding Assess
ment ofhtt
p://www.
lanl.
gov/

Tr
ansportpac
kagedSolut
ionoftheTN１２Benc
hmar
kProblem byMrsH.

［３］田中俊一，他，「我が国での米国製原子力ソフトウェアの利用と課題－米国のLocke”,AEAR
１０６３,(１９９１)

管理政策に変化の兆し－」，原子力eye，［１３］K.Shibata,etal.
,“JENDL４.
０ :A
New LibraryforNuc
le
arSc
ienc
eand

５６，No．
１１（２０１０）Engi
neering”,J.Nuc
l.Sc
i.Te
ch.
,

［４］「国産安全解析コード開発戦略検討報告書」，日本原子力学会・放射線工学部会・
国産安全解析コード開発戦略検討ワー

－10－

４８:
１,１３０(２０１１)