Linearization of thermal neutron scattering cross section to optimize the number of energy grid points

エネルギー点数の最適化のための熱中性子散乱断面積の線形化

多田 健一   

Tada, Kenichi

熱中性子散乱則データのエネルギー点数は、連続エネルギーモンテカルロ計算コードの断面ファイルのデータサイズに大きく影響する。エネルギー点数の最適化は、断面ファイルのデータサイズを削減するための効果的な手法の一つである。本研究では、エネルギー点数の最適化のため、熱中性子散乱断面積の線形化機能を開発し、核データ処理コードFRENDYに実装した。線形化手法として、共鳴再構成とドップラー広がりで使用される線形化手法を用いた。エネルギー点数の違いが中性子輸送計算に与える影響を推測するため、ZrHを減速材として用いた臨界実験ベンチマークを計算した。計算結果から、熱中性子断面積の線形化が中性子輸送計算の計算精度が改善することが分かった。

The number of energy grids of the thermal neutron scattering law data has a large impact on the data size of a cross section file of continuous energy Monte Carlo calculation codes. The optimization of the number of energy grids is an effective way to reduce the data size. This study developed the linearization method of the thermal neutron scattering cross section to optimize the number of energy grids and the linearization function was implemented in the nuclear data processing code FRENDY. The linearization process which is used in the resonance reconstruction and the Doppler broadening was adopted. The criticality benchmarks which use ZrH as the moderator were calculated to estimate the impact of the difference of the energy grids on neutronics calculations. The calculation results indicate that the linearization of the thermal neutron scattering cross section improves the prediction accuracy of neutronics calculations.