中性子発生用ターゲット・校正場解析コード(MCNP-ANT)の開発

目的

現在、放射線標準施設棟では、4MVバンデグラフ加速器を用いた中性子校正場の開発が進められています。質の高い校正場を開発するためには、校正場のフルエンス及びエネルギーの分布の評価を含めた中性子発生用ターゲットの最適設計が重要となります。これらの設計計算には、荷電粒子の挙動計算，核反応による中性子の生成及び生成した中性子の輸送計算を一貫して取り扱うことが可能な計算コードが必要です。現在のところ、荷電粒子の挙動計算と中性子の輸送計算を行うコードはそれぞれ多数存在します。しかし、核反応による中性子の生成を含めて、両者の計算を一貫して取り扱うことが可能な公開コードは存在しておりません。このため、当課では、中性子発生用ターゲット・校正場解析コードシステムMCNP-ANT （MCNP for Accelerator Neutron Target）を開発しました。

MCNP-ANTの概要

MCNP-ANTコードシステムは、ターゲットにおける荷電粒子の発生・輸送、中性子の生成・輸送を一貫して計算するために、今回新たに作成したモンテカルロプログラムです。新たに作成したモンテカルロプログラムの特徴は以下のとおりです。

入射荷電粒子として４MeV以下の陽子及び重陽子を扱えます。
荷電粒子の挙動計算は，信頼性のあるコードとして広く用いられている TRIM/SRIMコードのモデルに基づいています。
TRIM/SRIMでは扱えない三次元形状を扱えます。
入射粒子だけではなく、相互作用の結果生じた反跳粒子や核反応の結果生じた二次的な荷電粒子（ただし，中性子を生成する可能性があるものに限ります。）も追跡します。
中性子生成反応として、2H(d,n)3He、 3H(d,n) 4He、 3H(p,n)3He、 7Li(p,n) 7Be 及び 7Li(p,n)7Be* が扱えます。
計算効率を上げるため、入射荷電粒子1個につき1個又は複数の中性子を強制的に発生させます。ただし、中性子を発生する確率を相互作用ごとに入射粒子が停止するまで計算し、発生中性子の重みをその累積確率の値として設定します。

MCNP-ANTによる計算結果の検討

計算コードの妥当性を検討するために、荷電粒子の挙動についてはTRIM/SRIMコードとの比較を、全体については他の単色中性子校正場における実験値との比較を行いました。

図1 MCNP-ANTとTRIM/SRIMで計算した荷電粒子停止位置の深さ分布の比較

図1に、荷電粒子の停止位置の深さ分布についてMCNP-ANTとTRIM/SRIMの計算結果を比較したものを示します。エネルギーストラッグリングの取扱いの違いによりわずかにピーク位置が異なっているものの、両者はよく一致しています。

表1 単色中性子源のエネルギー広がり幅及びフルエンス率に関するMCNP-ANTの計算結果と実験値(Baba et.al. ^(*))との比較;
(*) : M.Baba et.al., J. Nucl. Sci. Technol. 31(8), 757 (1994)
Source Reaction	Target/ Backing	Neutron energy	Energy spread		Neutron fluence at 10cm (cm^-2・μC^-1)
Source Reaction	Target/ Backing	Neutron energy	MCNP-ANT	Baba et.al	MCNP-ANT	Baba et.al
³H(d,n)⁴He	Ti-T / Cu	15 MeV	400 keV	～500 keV	1.4×10⁵	8.0×10⁴
⁷Li(p,n)⁷Be	LiF / Pt	550 keV	55 keV	～50 keV	2.5×10⁴	3.2×10⁴
⁷Li(p,n)⁷Be	LiF / Pt	250 keV	60 keV	～50 keV	6.5×10³	1.0×10⁴

表1に、³H(d,n)⁴He反応及び⁷Li(p,n)⁷Be反応により発生した中性子のフルエンス及びエネルギーの広がり幅について、MCNP-ANTによる計算と東北大学で行われた実験値の比較を示します。

図2 中性子スペクトルに関するMCNP-ANTの計算結果とTOF法による測定結果との比較

また、図2に中性子スペクトルを比較したものを示します。実験における入射粒子エネルギーの詳細が不明であること、実際のターゲットの状態を厳密に模擬できないこと、TOF測定における時間分解能による広がりがあることなどを考慮すると、計算値は実験値をほぼ再現しているといえます。したがって、本コードは中性子発生用ターゲットの設計に関して妥当性が確認された。