Extension of fission reaction model FIFRELIN for wider reaction conditions and post processing

多様な反応と反応後処理計算のための核分裂モデルFIFRELINの拡張

小川 達彦   ; Litaize, O.*; Mancusi, D.*; Chebboubi, A.*; Serot, O.*

Ogawa, Tatsuhiko; Litaize, O.*; Mancusi, D.*; Chebboubi, A.*; Serot, O.*

CEAが開発を進める核分裂計算コードFIFRELINは、自発核分裂や中性子入射によるファーストチャンス核分裂における観測量を計算する目的で開発された。本発表では、同コードに対して行った改良の研究成果について述べる。従来のFIFRELINは、中性子が標的核種に入射して複合核を形成した状態から核分裂の計算を開始していた。一方、改良したバージョンでは核分裂前の中性子放出や光子放出なども考慮し、競合過程として核分裂の確率を計算する。その結果、複合核は励起エネルギーを失った状態から核分裂を始めることになり、核分裂の終状態における観測量をより正確に評価できるようになった。また、FIFRELINの計算する即発中性子スペクトルのエネルギー分布について、放射線輸送計算コードPHITSでも読める形式で出力可能とした。これにより、核分裂に起因する即発中性子を輸送に対し、測定器の応答計算や遮蔽の性能評価などが可能となった。さらに、FIFRELINが出力する核分裂片の生成量について、燃焼計算コードDCHAIN-SP2014と互換性のある形式で出力するインタフェースも作成した。この改良により、FIFRELINが計算した核分裂生成物の質量・電荷分布をDCHAIN-SP2014で読み込み、任意の中性子照射履歴、冷却期間に対して放射能の量や種類を計算できる。以上のよう、FIFRELINはPHITSと高い親和性を持つようになり、その汎用性を高めた。

The Monte-Carlo code FIFRELIN was originally developed for the simulation of first chance fissions of fissile nuclei. In case of neutron-induced fissions, the compound nucleus always fissioned from an exited state whose excitation energy is sum of the incoming neutron energy and the neutron binding energy. While in the new version, with the multi-chance fission algorithm, the fissioning nuclei can start from higher exited states considering the competition of fission reactions, neutron emission, and gamma emission. When fission is selected in the competition, the partitioning of mass, charge, excitation energy, and angular momentum to the two fission fragments is determined either by the FIFRELIN native algorithm or by GEF. In fission reactions induced by energetic neutrons, pre-fission particle emission reduces the excitation energy of the compound nucleus before fission, leading to a noticeable difference of the final observables such as neutron multiplicity and fission product mass distribution. The other updated feature is the interface to codes handling the post-reaction processes. The energy spectra of neutrons, electrons and photons from fission reactions are output in a format compatible with PHITS, a general-purpose particle transport code. By using this functionality, one can simulate the transport and reactions of particles based on the cross section data and reaction models of PHITS, and the spectra calculated by FIFRELIN. Finally, the other interface developed in this study is nuclide yield output in a format compatible with DCHAIN-SP2014, a burn-up calculation code. This interface is necessary to consider the build-up, which depends on the time structure of the incoming neutron beam as well as the decay during the cooling period.