公開核データ処理コードの違いが中性子輸送計算に与える影響評価,3; FRENDYとNJOYの処理手法の違い

Investigation of the impact of difference between open nuclear data processing codes on neutron transport calculations, 3; Difference of nuclear data processing method

多田 健一   ; 池原 正; 小野 道隆*; 東條 匡志*

Tada, Kenichi; Ikehara, Tadashi; Ono, Michitaka*; Tojo, Masayuki*

熱中性子散乱則の処理に注目し、FRENDYとNJOYの処理手法の違いについて調査し、NJOYに以下の問題点があることを特定した。(1)入力作成において高い専門性が必要で、公式なACEファイルでも適切に処理されていない場合がある、(2)作成されたACEファイルにはTHERMRで生成された全データが含まれている訳ではなく、入力した上限のエネルギー点未満のデータしか含まれない、(3)MCNP6.1では、iwt=2(ACERでの二次エネルギー分布に関するオプション)を用いて処理したACEファイルを用いると、計算が途中終了してしまう場合がある本発表ではこれらの問題点の概要とその解決策について説明する。

JAEA develops a nuclear data processing code FRENDY. We can comparison and verification of conventional nuclear data processing code using FRENDY. In this presentation, we focus on the thermal scattering law data. We found some problems of NJOY to process the thermal scattering law data as follows, (1) The generation of input file is complex and we found some inputting error in the official ACE library, (2) The maximum energy of ACE file is not identical to the inputted maximum energy, (3) If user uses iwt=2 option in ACER module, MCNP6.1 cannot treat this generated ACE file appropriately and the calculation will not completed This presentation explains the overview of these problems.