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論文

Nuclear data usage for research reactors

中野 佳洋; 曽山 和彦; 天野 俊雄*

JAERI-Conf 96-008, 0, p.86 - 91, 1996/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-96-008.pdf

研究炉部ではこれまでに、研究炉の建設、運転、改造等のために、数多くの核計算を行ってきた。最も最近に行われた二つの核計算は、JRR-4燃料の低濃縮化とJRR-3M燃料のシリサイド化である。これらの計算では、設計計算を開始する前に、過去の特性試験データの解析を連続エネルギーモンテカルロコード・MVPおよびSRACコードシステムを用いて行った。核データライブラリには、主にJENDL-3.1とJENDL-3.2を用い、両者の比較を行った。その結果、全てのケースでJENDL-3.2はJENDL-3.1よりも約1%$$Delta$$K/K大きな反応度を与えることが分かった。また、JRR-4の場合には、JENDL-3.1は若干実験値を過小評価し、JENDL-3.2では過大評価するが、JRR-3Mの計算では、どちらのライブラリも実験値を過大評価した。全体的に、JENDL-3.1の方が良好なC/E値を与えることが分かった。

報告書

FCAを使った金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬体系におけるナトリウムボイド反応度価値の測定と解析

大井川 宏之; 飯島 進

JAERI-Research 95-007, 93 Pages, 1995/02

JAERI-Research-95-007.pdf:2.7MB

高速炉のナトリウムボイド係数の予測精度向上に資することを目的として、FCAを使った金属燃料高速炉模擬体系XVI-1及びXVI-2、並びに、酸化物燃料高速炉模擬体系XVII-1の3集合体においてナトリウムボイド反応度価値を測定した。測定結果をJENDL-2、JENDL-3.1及びJENDL-3.2を用いて計算と比較し、ナトリウムボイド反応度価値を構成する非漏洩項及び漏洩項それぞれについて計算精度を評価した。

論文

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of neutron transport and related nuclear data of JENDL-3.1

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.745 - 752, 1995/00

中性子輸送計算コードとJENDL-3.1の核データの検証のために、D-T中性子源を用いて、銅に関するベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径629mm、厚さ608mmの銅平板で、D-T中性子源から200mmに設置された。数keV以上の中性子スペクトルと$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92}$$Nb,$$^{115m}$$In,$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au等の放射化反応率を14mm$$Phi$$のNE213、小型の反跳陽子ガス比例計数管、放射化箔を用いて測定した。実験解析は、DOT3.5とMCNP-4で行い、核データセットはJENDL-3.1から作られたものを用いた。また、DOT3.5の場合は、群定数による自己遮蔽の影響も調べた。すべての計算は、測定された10MeV以上の中性子データと10%以内で一致した。自己遮蔽の影響は0.1MeV以下で現われ、その補正が不十分であることが明らかになった。また、10MeV以下の中性子データに関しては、実験と解析の間に30%以上の差があり、JENDL-3.1の銅のデータにまだ問題があると考えられる。

論文

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of secondary gamma-ray data in JENDL-3.1

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.753 - 761, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00234-X

核融合炉の超伝導磁石での核発熱は、ITER等の次期核融合装置の主要遮蔽設計パラメータであり、これには銅の2次$$gamma$$線データが深く係わる。そこで銅体系についてD-T中性子場での積分実験を行い、$$gamma$$線スペクトル、核発熱を測定した。また、輸送計算コードMCNP,DOTとJENDL-3.1を使った解析を行い、JENDL-3.1の銅の2次$$gamma$$線データの検証を行った。その結果、D-T中性子によるしきい反応からの2次$$gamma$$線データは妥当であるが、低エネルギー中性子の捕獲反応により放出される$$gamma$$線については、そのスペクトルの形とエネルギーバランスに問題があることがわかった。

報告書

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume II; Analysis

前川 藤夫; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋

JAERI-Research 94-044, 143 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-044.pdf:5.16MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)の一環として、D-T中性子照射された大型SS316体系におけるバルク遮蔽実験が原研FNSで行われ、実験の詳細が本レポートの別刷である第1部に述べられている。本レポート、第2部は、この実験解析の方法とその結果、および計算結果の実験値との比較をまとめたものである。解析には2つの輸送計算コード、MCNP-4とDOT-3.5、およびJENDL-3.1に基づく断面積ライブラリを用いた。その結果、中性子、$$gamma$$線の双方に対して次のことが分かった。(i)MCNPによる計算は数十%の範囲内で実験値を再現する。(ii)自己遮蔽補正因子を考慮したDOTによる計算値はMCNPの値と約20%以内で一致する。(iii)エネルギー群数による影響はさほど大きくない。(iv)自己遮蔽補正を考慮しないDOT計算ではMCNP計算に比べて実験体系深部での$$gamma$$線核発熱を2~3倍過小評価する。

報告書

MCNPコードによるペレット・溶液混在低濃縮ウラン燃料臨界実験の解析

小林 友也*; 荒川 拓也*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 94-018, 36 Pages, 1994/12

JAERI-Data-Code-94-018.pdf:1.09MB

連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMCNP-4Aを評価済み核データ・ファイルJENDL-3.1と組合わせて、$$^{235}$$U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している12体系の臨界実験を解析した。中性子増倍率の計算値は平均で0.955となったが、1よりこのように小さくなった主な原因は、実験報告書に記された燃料溶液等の組成の不正確さにあると推定された。このため、燃料ペレット、燃料溶液、ステンレス鋼、ガドリニウムの組成データについて吟味し、より正確な値を採用したと思われるOECD/NEAの国際ベンチマーク問題に従って解析した結果、中性子増倍率の計算値は平均で0.986となり、かなり1に近付いた。

論文

Resonance interaction effect between hot sample and cold core in analysis of Doppler effect measurement

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1097 - 1104, 1994/10

https://doi.org/10.3327/jnst.31.1097
 被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)

サンプル加熱法による$$^{238}$$Uドップラー実験において、サンプルとサンプル周辺の炉心物質間の共鳴干渉効果を評価した。この干渉効果を検討するために、衝突確率法による超微細群セル計算コード(PEACO-X)を作成し、それを用いてFCAでの$$^{238}$$Uドップラー効果測定を解析した。解析結果を従来の計算法(SLAROM)による解析結果と比較した。共鳴干渉効果は、炉心中の$$^{238}$$Uの背景断面積に依存し、ドップラーサンプルの半径や密度にも依存する。共鳴干渉効果を考慮すると、ドップラー反応度の計算値は従来の計算値より大きくなり、サンプル依存性も解消し、計算の信頼性が向上した。

論文

Analysis of critical experiment BFS-61 by using the continuous energy Monte Carlo code MVP and the JENDL-3.1 nuclear data

秋江 拓志; 高野 秀機; 平岡 徹; A.G.Morozov*; V.S.Smirnov*; V.V.Orlov*

Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.544 - 548, 1994/00

鉛冷却高速炉の開発にあたってロシアで実施された臨界実験BFS-61の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。核データライブラリJENDL-3.1を使用した。MVPによって計算された実効増倍率は、ロシアで実施された連続エネルギーモンテカルロコードMCNPとJENDL-3ライブラリによる結果と良く一致し、実験結果を0.3%程過少評価する。また、MVPの結果は実験値やMCNPの結果と比べて、反応率比C8/F5(U-238捕獲/U-235核分裂)を過少評価し、F9/F5(Pu-239核分裂/U-235核分裂)を過大評価する。

論文

Verification of gamma-ray data in JENDL-3.1 through analysis of OKTAVIAN experiment

前川 藤夫; 小迫 和明*; 大山 幸夫

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 1, 0, p.792 - 794, 1994/00

JENDL-3.1の検証を目的とし、14MeV中性子源OKTAVIANで行われた球体系からの漏洩$$gamma$$線スペクトル測定実験の解析を行った。モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づいたFSXLIB-J3ライブラリを使用し、Al,Si,Ti,Cr,Mn,Cu,Nb,Mo,W,Pbについて解析を行った。MCNP-4コードを一部修正し、$$gamma$$線スペクトルを3つの成分、(1)注目材料からの$$gamma$$線、(2)容器からの$$gamma$$線、(3)ターゲットからの$$gamma$$線に分類した。さらにMnとNbについては、$$gamma$$線生成反応でスペクトルを分類した。これによりどの成分、あるいはどの反応がスペクトル形成に大きく寄与しているかが容易にわかる。実験値と計算値の比較から、D-T中性子に対するJENDL-3.1の$$gamma$$線データはAl,Si,Cu,Moについては妥当であるが、Ti,Cr,Mn,Nb,W,Pbについては十分ではなく、次回の評価では修正が必要であることがわかった。

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