153

PWR原子炉容器内の放射線場評価
Radiation Field Analyses in Reactor Vessels of PWRs
＊ 中田 早人（Hayato Nakata）＊＊福谷 耕司（Koji Fukuya）＊ 木村 逸郎（Itsuro Kimura）＊藤井 克彦（Katsuhiko Fujii）＋ 北川 英夫（Hideo Kitagawa）＋大村 昌輝（Masaki Ohmura）† 秦 和夫（Kazuo Shin）††
伊藤 拓（Taku Itoh）

要約 加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の原子炉容器内の放射線照射環境評価の精緻化を目的として，中性子束，γ線束およびはじき出し損傷量（ｄｐａ）について３種の計算コード（２次元輸送計算
コードＤＯＲＴ，３次元輸送計算コードＴＯＲＴおよび３次元モンテカルロコードＭＣＮＰ）および３種類の断面積（ＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶ，ＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩおよびＪＥＮＤＬ3.2）を用いて解析を行った．２次元
ＤＯＲＴ計算による監視試験片位置の中性子計算値はいずれの断面積でも監視試験ドシメータ実測値と良く一致した．また，断面積の違いによる原子炉容器や監視試験片位置の中性子スペクトルの違いはほとんどなく，断面積の違いによる影響は小さいことを確認した．３次元ＴＯＲＴ計算では，計算値と監視試験ドシメータ測定値の比は２次元ＤＯＲＴ計算の場合と同等以上であり，ＰＷＲへの適用が可能と判断された．ＭＣＮＰ計算も２次元ＤＯＲＴ計算と同等の一致を示したが，計算時間が多大であり手法に改善の余地があることがわかった．断面積を変えたｄｐａ計算値は約±10％の範囲で一致しておりいずれの断面積でもほぼ同等の評価が得られることがわかった．
キーワード

中性子，γ線，断面積，輸送計算，モンテカルロ計算，はじき出し損傷量，ドシメータ

Abstract
Radiation analyses in reactor vessels of PWRs were performed using three calculation codes(two dimensional transport code DORT, three dimensional transport code TORT and three dimensional
Monte Carlo code MCNP) and three cross section data (ENDF/B-IV, ENDF/B-VI and JENDL3.2) toimprove accuracy of estimation for neutron flux, gamma-ray flux and displacement per atom (dpa). The
calculations using DORT at a surveillance position agreed with the dosimetry measurements for the threecross sections. The calculated neutron spectra using the three cross sections at the reactor vessels and thesurveillance position were quite similar to each other. The difference in the cross sections gave small
impacts on the fluence estimation. The ratio of the calculations to the measurements using TORT wassimilar to those using DORT, indicating that TORT is applicable to the radiation analysis in PWRs. The
MCNP calculations resulted in a similar agreement with the dosimeter measurement to the DORT
calculation while they needed a long computing time. Improvement of calculation technigues is needed forapplication of MCNP. The calculated dpa agreed within 10% for the three cross sections.
Keywords

neutron, gamma-ray, cross section data, transport calculation, Monte Carlo calculation, dpa，
dosimeter

1．はじめに子炉容器に使用されている低合金鋼の延性脆性遷移
温度上昇などの照射脆化，炉内構造物に使用されてＰＷＲの原子炉容器とその内部構造物は，供用期間いるステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）

中に多量の中性子等の放射線を受けることにより機やスエリングが知られているa〜d．これらの現象は械的性質や耐食性の劣化を生ずる．特に，高経年化

中性子等の放射線が与える材料損傷の蓄積量に依存

プラントの構造健全性の上で重要な現象として，原して進行する現象であり，材料の受ける高速中性子＊ （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊＊（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所 現在 関西電力（株）大阪北支店＋ 三菱重工業株式会社 原子力技術センター† 京都大学大学院 工学研究科，現在 日本メジフィジックス
（株）†† 京都大学大学院 工学研究科 逝去

154の照射量 （ｎ/ｃｍ2（Ｅ >1ＭｅＶまたはＥ >0.1ＭｅＶ））あ本研究では，ＰＷＲにおける原子炉容器等の放射線環

るいは材料内部に発生するはじき出し損傷量（ｄｐａ：境評価の精緻化を目的として，計算コード（２次元ｄｉｓｐｌａｃｅｍｅｎｔｐｅｒａｔｏｍ）をパラメータとして評価さＤＯＲＴ，３次元ＴＯＲＴおよび３次元ＭＣＮＰ）と断面積れているa．原子炉容器等の構造材料の照射劣化には，（ＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶ，ＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩおよびＪＥＮＤＬ3.2）を高速中性子のみならず熱中性子やγ線も寄与するこ

変えて中性子束やｄｐａ等の解析を行い，監視試験ドシとや，また，ステンレス鋼の照射組織には核変換生メータ実測値との比較等を通じて，断面積の影響や成物であるヘリウムも影響することが知られているf３次元計算の有効性の検討した．

〜j・精度のよい材料劣化予測のためには，材料のおかれる複合的な環境としての放射線場，材料の受け2．断面積セットの影響る損傷量を精度よく評価することが必要となる．
従来，国内の原子炉容器内の材料評価においては，a 計算方法

中性子照射量等は２次元輸送計算コードＤＯＲＴコードk

ここでは，断面積セットの相違による解析結果へ

および評価済み核データＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶから作成されの影響を確認することを目的として，３種類の評価たＪＳＤ-100 lに基づく断面積セットを用いて解析され済み核データ（ＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶ, ＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩおよびている．計算コードに関しては，最近では計算機能ＪＥＮＤＬ3.2）に基づく断面積セットを用いて２次元輸力向上により３次元計算コードの適用も可能となり送計算コードＤＯＲＴによる解析を行い，監視試験ドつつある．従来は２次元解析の結果から合成して３シメータ実測値と解析値との比較を実施した．

次元分布を表現していたが，３次元コードを採用す検討した断面積セットはＪＳＤ-100，ＢＵＧＬＥ-96 ™1，ることにより，合成操作をなくしより実際に則したＪＳＳＴＤＬ™2に基づくものである．ＪＳＤ-100はＥＮＤＦ／形状での分布を適切に表現できることになる．軽水

Ｂ-ＩＶを用いて作成されたもので，ＡＮＩＳＮコードで炉プラントにおいても３次元輸送計算コードＴＯＲＴ¡0

中性子21群・ガンマ線13群に縮約して断面積セットやモンテカルロコードＭＣＮＰ¡1の使用が検討されていを作成した．これは，現在監視試験等の評価に使用

る．断面積は，放射線解析における基礎データであしているものである．ＢＵＧＬＥ-96は米国においてり解析精度に大きな影響をもつが，最新のデータをＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩから作成された軽水炉用断面積セットで取り入れた評価済み核データファイルの改定が行わあり，中性子47群・ガンマ線20群の中性子・ガンマれている¡2．海外では新しいＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩがよく使用

線結合断面積セットである．ＪＳＳＴＤＬはＪＥＮＤＬ3.2されるようになっている．国産の断面積としては日から作成された中性子100群・ガンマ線40群の断面積

本原子力研究所が開発した評価済み核データファイセットであり，少数群に縮約することなく使用した．

ルであるＪＥＮＤＬ-３¡3があり，現在最新のものとして２ループＰＷＲプラント（熱出力1456ＭＷ）およびＪＥＮＤＬ3.2が国内の試験研究炉等で使用されている．

３ループＰＷＲプラント（熱出力2440ＭＷ）を対象とｄｐａは測定困難な物理量であり計算により評価される

し，固定線源で計算を実施した．炉心の線源分布はため，使用するｄｐａ断面積に影響される．原子炉構造

初臨界からサーベイランス試験が実施されるまでの物の評価ではＦｅのｄｐａ断面積としてＡＳＴＭ Ｅ693-94

燃焼度分布に基づくものであり，線源スペクトルはに示されたＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶに基づく断面積が従来使用さＵ-235の核分裂スペクトルとした．計算モデルは，図れてきたが，最近改定されＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩに基づいた

１に示した２ループプラントの例のように（ｒ,θ）形

ＡＳＴＭ Ｅ693-01が発行されている．γ線によるｄｐａ断状で炉心の対称性を利用して１／８炉心とし，炉心か面積には標準的な規格はなく，コンプトン散乱等のら原子炉容器外側の１次遮へいコンクリート付近ま基礎過程から求めたｄｐａ断面積が提案されているが，でを計算対象とした．計算メッシュ数は約8000であ考慮する基礎過程の範囲により異っている¡4〜¡6．

る．Ｐｌ次数はＰ３，Ｓｎ分点はＳ８とした．

以上のように，原子炉容器内の放射線照射環境評
価に関しては，３次元計算コードの使用や断面積の改定が進められている．また，こうした技術的進歩に伴い，軽水炉プラントの評価における精度向上のための検討や基準化が海外を中心に進められており¡7〜¡8，国内においても検討が開始されている ¡9〜 ™0．

155s 結果

45°
熱遮蔽体

図２に３ループＰＷＲプラントの炉心径方向（０°方コンクリート向）の高速中性子束と熱中性子束の分布を示す．０°

炉心そう

方向は高速中性子束が周方向で最大となる方位であ空気る．高速中性子の径方向分布は断面積セットを変え監視試験片てもほとんど違わない．熱中性子では構造物内部の分布に断面積セットによる差異がみられるが，構造炉心バッフル物の内外表面では差異はほとんどない．これは断面炉心θ
図１

原子炉容器積によるＦｅの中性子散乱の違いと熱群のエネルギー群数の違いによるものと考えられる．図３に２ループ

0°r
計算モデル（２ループＰＷＲプラント）

ＰＷＲプラントの監視試験片位置，原子炉容器表面および原子炉容器内板厚１／４位置での中性子スペクトルを示す．いずれの位置でも断面積による中性子スペクトルの違いはほとんどない．なお，図２および図３に示した以外の径方向あるいは周方向分布やスペクトルにも断面積セットによる差異はほとんどない．

１.E+１５

高速中性子束 n/cm２/s (E １MeV)

高速中性子
１.E+１４

DORT/JSD-100
DORT/BUGLE-96
DORT/JSSTDL

１.E+１３
１.E+１２
１.E+１１炉心そう

１.E+１０
１.E+０９

熱遮蔽体

コンクリート原子炉容器

１.E+０８
１２０

１４０

１６０

１８０

２００２２０２４０２６０

炉心中心からの距離 cm

１.E+１５

熱中性子

熱中性子束 n/cm２/s

１.E+１４

DORT/JSD-100
DORT/BUGLE-96
DORT/JSSTDL

１.E+１３
１.E+１２
１.E+１１
１.E+１０
１.E+０９１.E+０８
１２０１４０

１６０

１８０２００２２０２４０２６０

炉心中心からの距離 cm

図２

炉心径方向（０°方向）の高速中性子束（Ｅ>１ＭｅＶ）および熱中性子束の分布（３ループＰＷＲプラント）

156

Neutron flux（n/cm2/s/lethergy）

1.E+12

監視試験片位置

1.E+11
1.E+10
1.E+09

DORT／JSD-100
DORT／BUGLE-96

1.E+08

DORT／JSSTDL

1.E+07
1.E+06
1.E-08

1.E-07

1.E-06

1.E-05

1.E-04

1.E-03

1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

Neutron energy（MeV）

Neutron fluence（n/cm2/s/lethergy）

1.E+12

原子炉容器内面
1.E+11

1.E+10

1.E+09

DORT／JSD-100

1.E+08

DORT／BUGLE-96
1.E+07

1.E+06
1.E-08

DORT／JSSTDL
1.E-07

1.E-06

1.E-05

1.E-04

1.E-03

1.E-02

Neutron energy（MeV）

1.E+12

Neutron flux（n/cm2/s/lethergy）

原子炉容器板厚1/4位置
1.E+11

1.E+10

1.E+09

DORT／JSD-100

1.E+08

DORT／BUGLE-96
1.E+07

1.E+06
1.E-08

DORT／JSSTDL
1.E-07

1.E-06

1.E-05

1.E-04

1.E-03

1.E-02

Neutron energy（MeV）

図３２ループＰＷＲプラントの監視試験片位置（上），原子炉容器内面（中）および原子炉容内板厚１／４位置（下）の中性子スペクトル157

表１には２ループおよび３ループＰＷＲプラントに次元モンテカルロコードＭＣＮＰを用いて解析を行い，おける監視試験ドシメータ測定値と計算値との比較

２次元輸送計算コードＤＯＲＴの計算結果との比較お（反応率のＣ／Ｍ：計算値と測定値の比）を示す．なお，

よび監視試験ドシメータ測定値との比較を実施した．

反応率の評価においてはＮｐおよびＵの光核分裂反応

計算対象は２ループＰＷＲプラントとした．断面積の影響も考慮した．３種類の断面積での計算値のＣ／ＭセットにはＴＯＲＴ計算ではＢＵＧＬＥ-96を用いた．ＭＣＮＰ

は，２ループＰＷＲプラントで0.9〜1.2の範囲に，３計算では本コードが連続エネルギーモンテカルロ法

ループＰＷＲプラントでは0.79〜1.05あり，いずれのであることからＪＥＮＤＬ3.2をそのまま使用した．計

場合も計算値と測定値は約±20％の範囲で一致を示

算は固定線源で行い，炉心の線源分布は初臨界からしている．Ｃ／Ｍの範囲は，ＢＵＧＬＥ-96とＪＥＮＤＬ3.2

監視試験が実施されるまでの燃焼度分布に基づくもの方がＪＳＤ-100に比較して小さく，ドシメータの種のである．線源スペクトルはＵ-235の核分裂スペクト類によるバラツキが小さくことを示しており，相対ルとした．

的にはＪＳＤ-100よりもＢＵＧＬＥ-96やＪＥＮＤ3.2の方がＴＯＲＴ計算の計算形状は炉心の対称性を利用した１／８炉心とし，軸方向は炉心中央から±65ｃｍの範囲測定値との整合性がよい．
監視試験での代表ドシメータであるＦｅおよびＵにつを，水平方向は炉心から原子炉容器外側の１次遮へいてみると，それぞれのＣ／Ｍに断面積セットによる差いコンクリート内面付近までを計算対象として（ｒ,はほとんどない．また，両ドシメータのＣ／Ｍは２ルーθ, ｚ）形状でモデル化した．炉心バッフルと炉心そプＰＷＲプラントでは非常によく一致している．

う間のフォーマ板を忠実に入力して軽水炉体系を表

以上の結果より，軽水炉体系での２次元輸送計算コードＤＯＲＴを用いた解析手法は，監視試験片位置や原現した．今回の計算メッシュ数は約90000である．Ｐ１
次数はＰ３，Ｓｎ分点はＳ96とした．

子炉容器に対してはいずれの断面積を用いても十分な

ＭＣＮＰ計算では計算形状は１／４炉心とし，軸方向精度を有していると考えられる．なお，群構造が多群は炉心中心から±185ｃｍの範囲をモデル化した．炉心，であるＢＵＧＬＥ-96やＪＳＳＴＤＬを用いることによりよりバッフル，フォーマ板，炉心そう等は各々の形状を忠詳細なスペクトルデータを得ることが可能となる．

実に表現した．２ケースの計算を独立に実施し，一方の計算では，線源領域である炉内を周辺領域と中表１断面積セットを変えたＤＯＲＴ計算による監視試験ドシメータ位置での反応率計算値と測定値の比（Ｃ／Ｍ）

ドシメータ

心領域の２領域に分割して，２台の計算機で別々に計算した．もう一方の計算では，線源領域の分割を行わず，１台の計算機で計算した．計算点は，幅１ｃｍ２ループプラント

３ループプラント×高５ｃｍの面タリーとした．計算には２ＧＨｚのパー断面積セット

断面積セットソナルコンピュータを用い，２×10 ９ 個の中性子とJSD-100 BUGLE-96 JSSTDL JSD-100 BUGLE-96 JSSTDL

１×10９個の光子に対しそれぞれ2000時間，200時間を要した．

0.90

0.94

0.91

0.96

0.98

1.05

58

Ni（n,p）58Co

1.04

1.13

1.09

0.79

0.86

0.86

図４には，原子炉容器内面での中性子スペクトルにつ63Cu（n,α）60Co

1.19

0.95

0.96

0.84

0.95

1.05

いて，ＢＵＧＬＥ-96を用いたＤＯＲＴ計算とＴＯＲＴ計算の

238

U（n,f）137Cs

0.92

0.96

0.92

0.82

0.83

0.88

比較およびＪＥＮＤＬ3.2ベースのＤＯＲＴ計算とＭＣＮＰ計

237

Np（n,f）137Cs

1.191.14

1.04

0.96

0.89

0.89

平均値

1.05

1.03

0.98

0.88

0.90

0.95

標準偏差

0.14

0.10

0.08

0.08

0.06

0.10

54

Fe（n,p）54Mns 結果算の比較を示す．ＴＯＲＴとＭＣＮＰによる中性子スペク
トルはいずれもＤＯＲＴによるものとよく一致している．
表２に監視試験ドシメータ測定値と計算値との比（反応率のＣ／Ｍ）をＤＯＲＴ計算の結果と比較して示す．
ＴＯＲＴ計算のＣ／Ｍは0.91〜1.12の範囲にあり， 測定値3．3次元計算の適用性と±12％の範囲で一致しており，ＴＯＲＴコードは十分な精度を有している．また，ＤＯＲＴ計算とＴＯＲＴ計算

a計算方法のＣ／Ｍはいずれのドシメータでもほぼ一致している．

ここでは，３次元計算の適用性を検討することを

このことは，監視試験片や原子炉容器位置について目的として，３次元輸送計算コードＴＯＲＴおよび３は，２次元ＤＯＲＴ計算は３次元ＴＯＲＴ計算と同等の158

精度をもつことを示している．３次元ＴＯＲＴ計算は２ど ）や ，より詳細な３次元分布が必要な場合に使用

次元では形状を表現できないような複雑な領域（例えするのが適切である．

ば，炉心バッフルと炉心そう間のフォーマ板の存在な
表２

監視試験ドシメータ位置での反応率計算値と測定値の比（Ｃ／Ｍ）
計算コード

ドシメータ

DORT

TORT

（BUGLE-96） （BUGLE-96）
Fe（n,p）54Mn

MCNP2（JSSTDL）（JENDL3.2）（JENDL3.2）

0.94

0.91

0.90

0.88

Ni（n,p） Co

1.13

1.12

1.09

1.05

1.04

Cu（n,α）60Co

0.95

0.91

0.96

0.96

0.96

U（n,f） Cs

0.96

0.96

0.92

0.76

0.79

Np（n,f）137Cs

1.14

1.12

1.04

0.80

0.83

平均値

1.03

1.01

0.98

0.89

0.90

標準偏差

0.10

0.10

0.08

0.12

0.10

58

238
237

137

１.E+１２

Neutron flux (n/cm２/s/Iethergy)

63

MCNP10.9458

１.E+１１
１.E+１０
１.E+０９
１.E+０８

DORT/BUGLE- 96
TORT/BUGLE- 96

１.E+０７
１.E+０６
１.E−０８ １.E−０７ １.E−０６ １.E−０５ １.E−０４ １.E−０３ １.E−０２ １.E−０１ １.E+００ １.E+０１ １.E+０２

Neutron energy(MeV)

１.E+１２

Neutron flux (n/cm２/s/Iethergy)

54

DORT

１.E+１１
１.E+１０
１.E+０９
１.E+０８DORT/JSSTDL
MCNP1/JENDL３.２

１.E+０７

MCNP２/JENDL３.２

１.E+０６
１.E−０８ １.E−０７ １.E−０６ １.E−０５ １.E−０４ １.E−０３ １.E−０２ １.E−０１ １.E+００ １.E+０１ １.E+０２

Neutron energy(MeV)

図４ 原子炉容器内面の中性子スペクトル比較 （上）ＤＯＲＴ計算とＴＯＲＴ計算の比較，（下）ＤＯＲＴ計算とＭＣＮＰ計算の比較

159

ＭＣＮＰ計算については，図４のスペクトルでもわ

これらの640群のｄｐａ断面積を対応するエネルギー群にかるように２ケースの計算結果は良く一致している．

縮約して用いた．また，ＪＳＳＴＤＬに対応する中性子に監視試験ドシメータ位置での高速中性子束（Ｅ >１

よるＦｅのｄｐａ断面積は，島川らの開発したＮＰＲＩＭ

ＭｅＶ）では，両者の違いは約0.1％で非常に小さいもコード ™3を用いてＪＥＮＤＬ3.2から作成した．図６に３のであった．ＤＯＲＴ計算値と比較すると高エネルギー種のｄｐａ断面積を比較して示す．

側でＭＣＮＰ計算値がやや小さくなっている．ＭＣＮＰ

γ線によるＦｅのｄｐａ断面積は，コンプトン散乱，計算による反応率のＣ／ＭはＦｅ，ＮｉおよびＣｕでは電子対生成および光電効果を考慮し，生成電子による0.88〜1.05でありＤＯＲＴ計算の値とよく一致していｅｙ-Ｆｅｓｈｂａｃｈの近似式，はじき出し散乱にはＭｃＫｉｎｌる．しかし，ＮｐとＵでは0.76〜0.83となっており，損傷にはＮＲＴモデル™4，はじき出しエネルギーにはＤＯＲＴ計算の値よりも小さくなっている．図５に，40ｅＶを用いてあらたに計算した．図７にｄｐａ断面積

ＭＣＮＰ計算による炉心径方向（０°方向）の高速中性について文献値 ¡4〜 ¡6と比較して示す．本研究では子束分布を示すが，炉心側ではＤＯＲＴ計算値とよくＮＲＴモデルを使用しているため，Ｋｉｎｃｈｉｎ-Ｐｅａｓｅモ一致しているが原子炉容器付近ではやや低い値となデルを用いた他の文献値よりもやや小さい断面積となっている．今回の計算では高速群（Ｅ >１ＭｅＶ）の中っている．なお，γ線によるｄｐａ評価においては，本性子束の統計誤差が10％を超えており，炉心から遠研究で得られたＦｅのｄｐａ断面積を共通して用いた．

いほど十分な粒子数がタリー位置に到達していない．
ックスが低いことが関係していると考えられる．今回のＭＣＮＰコードのヒストリ数および計算時間は約2.0×10 ９個および約２〜３ヶ月であり，ヒストリ数の増加は現実的ではない．こうした大きな体系へのＭＣＮＰの適用に当たっては，今後，計算機のスピードアップと共に，計算手法の改善検討が不可欠であろう．
以上の結果から，３次元ＴＯＲＴ解析はＰＷＲの原子1.E+14中性子束（n/cm2/s（E〉1MeV））

前述のＵおよびＮｐでＣ／Ｍが低いことも高速群のフラDORT／JSSTDL
MCNP1／JEND3.2
MCNP2／JEND3.21.E+13

1.E+12

1.E+11

1.E+10
バッフル

熱遮蔽体

炉心そう

冷却水

130140150160

1.E+09120170180190

炉心中心からの距離（cm）

炉内の放射線場評価に十分適用できることが確認された．また，原子炉容器や監視試験片位置のように原子炉容器

図５

炉心から遠い位置の評価に関しては２次元と３次元

炉心径方向（０°方向）の高速中性子束の分布（２ループＰＷＲプラント）でほとんど同等の評価精度となっていることが確認
1.E+04

4．dpa計算への断面積の影響

1.E+03a 計算方法
ここでは，ｄｐａ計算値への断面積の影響を検討することを目的として，中性子・γ線計算からｄｐａ計算まで一貫して同一の評価済み核データを用いた計算を行い，ｄｐａの原子炉容器内の減衰および熱中性子とγ線の寄与を比較した．

dpa cross section（barn）

された．

ENDE／B-IV
ENDE／B-VI
JENDL3.21.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

中性子とγ線のスペクトルは２章に示した３種類の断面積セットを用いたＤＯＲＴ計算の値を用いた．これ

1.E-02
1.E-08

1.E-0696に対応する中性子によるＦｅのｄｐａ断面積として，ＡＳＴＭ Ｅ693-94（ＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶに基づく）およびＡＳＴＭ
Ｅ693-01（ＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶに基づく）をそれぞれ用いた．

1.E-04

1.E-02

1.E+00

Neutron energy（MeV）

ら計算で用いた断面積セットＪＳＤ-100およびＢＵＧＬＥ図６Ｆｅのｄｐａ断面積の比較

1.E+02

160

与である．断面積の違いによる計算値の差はほとんdpa cross section（barn）

どない．これらのことから，ＰＷＲの原子炉容器のｄｐａに関してはγ線の寄与は極めて小さく無視できることがわかる．ｄｐａでみた熱中性子の全中性子に対する寄与は，原子炉容器内面で２〜３％であり，原子炉容器内部では急速に小さくなる．断面積による違いは大きいが，これは図２でもみられるように熱中性子束自体が断面積により異なっているためである．
しかし，熱中性子の比率が最大でも２〜３％であり，断面積の違いによる全体のｄｐａの差は小さい．

Gamma energy（MeV）

図７

γ線によるＦｅのｄｐａ断面積以上の結果から，ｄｐａ計算値やその原子炉容器内の減衰に対する断面積の違いの影響は小さく約10％s 結果程度であることが確認された．また，ｄｐａでみたγ

図８は，高速中性子束（ Ｅ>１ＭｅＶ），中性子によ線や熱中性子の全中性子に対する寄与は最大でもそるｄｐａおよびγ線によるｄｐａの原子炉容器内の減衰れぞれ１％以下，２〜３％であり小さいことが確認（原子炉容器内面を基準とした相対値）について，された．

ＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶ，ＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩおよびＪＥＮＤＬ3.2に基づ1.2

く計算値を比較したものである．いずれも断面積による違いは小さいが，中性子によるｄｐａについてはるｄｐａは高速中性子束の減衰よりも小さい．γ線によるｄｐａの減衰は，中性子によるｄｐａよりもはるかに早く，炉容器板厚の半分で約１／10となっている．なお，原子炉容器内面における高速中性子束と中性子によるｄｐａの断面積による違いは10％以内である．

Ratio to inner surface

ＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩによる計算値がＥＮＤＦ／Ｂ-ＩＶによる計算値よりもやや減衰が小さい傾向にある．中性子によ

ENDF／B-IV
ENDF／B-VI
JENDL3.2

10.8

dpa
0.6

Fast flux(E>1MeV)

0.40.2Gamma dpa

表３は，γ線によるｄｐａと熱中性子によるｄｐａにつ0いて，全中性子によるｄｐａに対する比をまとめたも0のである．ｄｐａに対するγ線の寄与は，原子炉容器
では内面で最も大きくなるが，１％以下であり非常

熱中性子

0.75

1

原子炉容器内の高速中性子束およびｄｐａの減衰（２ループ）

全中性子によるｄｐａに対するγ線および熱中性子によるｄｐａの比の比較
原子炉容器

監視試験片

γ線

0.5

Position in Reactor Vessel

図８に小さい．また，監視試験片位置でも0.2％程度の寄表３0.25

位置

内面

1/4 T

3/4 T

ENDF/B-IV

0.00230.00790.00310.0007

ENDF/B-VI

0.00200.00720.00280.0007JENDL3.2

0.00220.00770.00290.0007

ENDF/B-IV

0.005

0.034

0.002

0.000

ENDF/B-VI

0.004

0.028

0.002

0.000

JENDL3.2

0.002

0.020

0.001

0.000

161

5．まとめ

Water Reactors, NACE, 2002.
k RSIC Code Package CCC-484,

ＰＷＲにおける原子炉容器等の放射線環境評価の精

DORT two-dimensional discrete ordinates transport code system,

緻化を目的として，計算コード（２次元ＤＯＲＴ，３Oak Ridge National Laboratory, Nov. 1989.

次元ＴＯＲＴおよび３次元ＭＣＮＰ）と断面積（ＥＮＤＦ／l 小山謹二・奥村芳弘・吉田交人・宮坂駿一

Ｂ-Ｉ
Ｖ，ＥＮＤＦ／Ｂ-ＶＩおよびＪＥＮＤＬ3.2）を変えて中性

蔽材料の群定数

子束やｄｐａ等の解析を行い，監視試験ドシメータ測Ｐ５近似−」 JAERI−M定値との比較等を通じて，断面積の影響や３次元計「遮−中性子100群・ガンマ線20群・¡0 ORNL/TM-13221,6928, 1977年２月.

The TORT tree-dimensional

算の有効性の検討した．

discrete ordinates neutron/photon transport code, Oak・ ２次元ＤＯＲＴ計算を用いた監視試験片位置の中性Ridge National Laboratory.

子計算値はいずれの断面積を用いてもドシメータ¡1 LA-12625-M， MCNP−A general Monte Carlo N-

測定値と良く一致しており，原子炉容器位置でのParticle Transport Code, Version 4B, Los Alamos

中性子スペクトル等にも断面積の違いによる差異

National Laboratory, 1997.

は小さかった．軽水炉体系での２次元輸送計算コードＤＯＲＴを用いた解析手法は，監視試験片位置¡2 中性子遮蔽設計ハンドブック，日本原子力学会，
1993年４月.

や原子炉容器に対してはいずれの断面積を用いて¡3 K.Maki et al., JAERI-Data/Code 97-002, 1997.

も十分な精度を有していると判断される．

¡4 J. K. Kwon and A. T. Motta, Annals of Nuclear Energy,

・ ３次元ＴＯＲＴ計算の解析値とドシメータ測定値は27（2000）1627.

ＤＯＲＴ計算と同様に良く一致しており，３次元計¡5 N.P. Baumann, Proc. of ７th ASTM-EURATOM

算が原子炉内の放射線場評価に十分適用できるこSymposium on Reactor Dosimetery, p.689, 1992.とが確認された．また，原子炉容器や監視試験片¡6 L. E. Rehn and R. C. Birtcher, J. Nucl. Mater., 205

位置のように炉心から遠い位置の評価に関しては２次元と３次元でほとんど同等の評価精度となっていることが確認された．ＭＣＮＰ計算の解析値とドシメータ測定値の一致はＤＯＲＴ計算と同等であるが，多大な計算時間を要することから手法の改良が必要である．
・ 原子炉容器のｄｐａとその減衰は断面積が異なっても良く一致した．また，ｄｐａに対するγ線と熱中（1993）31.
¡7 Computing Radiation Dose to Reactor Pressure
Vessel and Internals,

AEN/NEA, OECD, 1997.

¡8 Calculational and Dosimetry Methods for Determining
Pressure Vessel Neutron Fluence,

U.S. Regulatory

Guide 1.190, USNRC, March 2001.
¡9 H.Kitagawa et al., Reactor Dosimetry: ASTM STP
1398, ASTM, 2001, p.532.

性子の寄与は最大でもそれぞれ約0.2％と約３％で™0 S.Sitaraman et al., ibid.（19）,p.564.

あり小さいことが確認された．

™1 RSIC Data Library DLC-185,

BUGLE-96; Coupled

47 neutron, 20 gamma-ray group section library derived

文献

from ENDF/B-VI for LWR shielding and pressure
vessel dosimetry applications,a 石野栞，「照射損傷」，東京大学出版会，昭和53年.
s 例えば，G.R.Odette and G.E.Lucas, Rad. Effects& Defects in Solids, 144（1998）144.
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f I.Remec et al., J.Nucl.Mater., 217（1994）258.
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h R.B.Jones et al., Effects of radiation on Materials:
19th International Symposium, ASTM STP 1366,
ASTM, 2000, p.366.
j K.Fujii et al., Proc. of 10th Int. Conf. Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Oak Ridge National

Laboratory, March 1996.
™2 長谷川明，「JENDL−3.2に基づく炉定数
300群γ線104群

中性子

JSSTDL-300ライブラリ−について（JSSTDL 98 version）」，核データニュース，No.62（1999）.
™3 S. Shimakawa and N. Sekimura, J. Nucl. Mater.,（2002） 〈印刷中〉.
™4 M. J. Norgett et al., Nucl. Eng. and Design, 33（1975）
50.