Inter-codes and nuclear data comparison under collaboration works between IRSN and JAEA

郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。

日本原子力学会2017春の年会「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,4; 核データ検証自動実行システムVACANCEの開発

多田 健一

核データニュース(インターネット), (117), p.23 - 29, 2017/06

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/pdf117/No117-04.pdf

積分実験を用いた核データの検証は、重要な核データ検証プロセスの一つである。近年、核データや核計算コードの高度化に伴い、これらに求められる精度要求が厳しくなってきており、積分実験を用いた核データの検証の重要性が高まってきている。積分実験を用いた核データの検証には、炉物理や核データ処理、核計算コードに関する深い知識が必要であり、核データ評価者だけで実施することは困難であり、長年炉物理の専門家が担当してきた。また、これらの作業は多くの手間と時間が必要であり、今までのJENDLの検証でも多くの労力が割かれてきた。そこで、次期JENDLに向けた効果的な核データ検証サイクルを実現するため、これらの作業を自動化し、核データ評価者自身が積分実験を用いた核データの検証が行えるシステムを構築するため、臨界実験解析と解析結果を編集する自動核計算実行システムVACANCE(Validation Environment for Comprehensive and Automatic Neutronics Calculation Execution)を開発した。本発表ではVACANCEの機能の概要と核データ評価とそれに連なる臨界実験解析の例について発表する。

ICSBEPハンドブックを用いたJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテスト

桑垣 一紀*; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MB
JAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB

これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。

Analysis of the TRIGA MARK-II benchmark IEU-COMP-THERM-003 with Monte Carlo code MVP

Mahmood, M. S.; 長家 康展; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-027, 30 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-027.pdf:2.26MB

ICSBEPハンドブックに掲載されているTRIGA Mark-II炉心のベンチーマーク実験を核データライブラリーJENDL-3.3, JENDL-3.2及びENDF/B-VI.8とモンテカルロコードMVPを用いて解析した。また、MVPコードとMCNPコードの比較のためにENDF/B-VI.6を用いたMCNPの計算も行った。炉心構成の異なる炉心132及び133についてMVPコード及びJENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VI.8を用いて得られたC/E値はそれぞれ0.999, 1.003, 0.998であった。MCNPコードを用いて得られたC/E値は炉心132と133についてともに0.998であった。すべての結果は実験値と実験誤差の範囲内で一致した。MVPとENDF/B-VI.8及びMCNPとENDF/B-VI.6を用いて得られた結果は炉心132については0.02%、炉心133については0.01%の差異しか見られなかった。

JACSコードシステム計算誤差評価表の基礎データ

村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 99-019, 103 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-019.pdf:3.69MB

この報告書は、「臨界安全ハンドブック」に記載されている計算誤差評価表の元になるデータを明らかにすることを意図した資料である。同表は、臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算結果を体系により分類して得られたもので、一般形状のものと反射体付き単純形状のものの2種類がある。ベンチマーク計算結果は、さらに燃料の均質・非均質の別、燃料の種類(ウラン、プルトニウム、その混合など)により8つの燃料グループに区分されている。一般形状の計算誤差評価表について、根拠となるデータを網羅するのはこの報告書が初めてである。反射体付き単純形状については、1987年に技術報告書が出されたが、その後、臨界安全ハンドブック作成のワーキンググループにて均質低濃縮ウラン体系についてさらにデータの取捨選択が行われた。本報告書は、この結果にも触れる。さらに、OECD/NEAにて臨界安全ベンチマーク実験の評価が行われたのを受けて、同評価結果も取り入れた。

国産核データ処理システムFRENDYの開発,4; ACEファイル作成機能の実装

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢

no journal, , 

原子力機構では、国産核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。FRENDYの開発では、連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリ作成機能の実装を第一の目標としている。連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリの作成を行うためには、(1)ポイントワイズ断面積の作成、(2)確率テーブルの作成、(3)熱中性子散乱データの処理、(4)連続エネルギーモンテカルロ計算コード用断面積ライブラリの作成の四つの処理を実施する必要がある。FRENDYでは既に1 - 3の処理機能を実装しており、今年度はPHITSやMCNPなど、多くのモンテカルロ計算コードで採用されているACEファイルの作成機能の実装について報告する。FRENDYで作成したACEファイルの妥当性検証のため、JENDL-4.0をFRENDYおよびNJOY99で処理したACEファイルを使用して積分実験のベンチマーク計算を実施し、実効増倍率を比較した。その結果、どの体系においても0.05%以下の精度でNJOY99の結果と一致することが分かった。このことから、FRENDYのACEファイル作成機能は妥当であると考えられる。

JENDL-5の原子炉ベンチマークテスト

多田 健一

no journal, , 

日本の評価済み核データライブラリの最新版であるJENDL-5が2021年12月に公開された。原子炉炉心の臨界性に対するJENDL-5の予測精度を評価するため、JENDL-5のベンチマークテストを行った。総合的に見てJENDL-4.0を上回る予測精度であることを確認した。また、JEDNL-5の検証のため、軽水炉体系(単ピンセル体系及び単一集合体体系)において燃焼計算を行い、JENDL-5と既存の核データライブラリの比較を行った。その結果、Pu-239やGd-155, Gd-157の変更の影響で、臨界実験解析では見られなかった差異が燃焼計算でみられることが分かった。