ORIGEN2用断面積ライブラリセットとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算コードCRAMOの開発

横山 賢治; 神 智之*

JAEA-Data/Code 2021-001, 47 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2021-001.pdf:1.85MB

国産の評価済み核データライブラリJENDLに基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーを組み合わせることで、新たな燃焼計算コードCRAMOを開発した。今回開発したCRAMOは、JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBJ40と汎用炉心解析システムMARBLEに実装された燃焼計算ソルバーを利用している。ORLIBJ40を使った燃焼計算や放射化計算のサンプル問題にCRAMOを適用し、ORIGEN2の計算結果とよく一致することを確認した。これにより、ORIGEN2を使わずにORLIBを利用することが可能になった。今後は、燃焼計算や放射化計算等で使いやすく処理したJENDLのデータをチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーと組み合わせて提供できると考えられる。なお、現状のCRAMOの計算機能はORIGEN2のサブセットとなっており、CRAMOで計算できるのは燃焼後の組成と放射能である。ただし、ORIGEN2が出力する計算結果は燃焼後の組成に基づいているので、今後、後処理機能を追加していくことで、ORIGEN2の機能を再現できるようになると考えられる。

Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors

滝野 一夫; 杉野 和輝; 横山 賢治; 神 智之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1214 - 1220, 2018/04

Since next-generation fast reactors aim to achieve a higher core discharge burn-up than that of the conventional ones, nuclear design methods need to improve. In this study, we investigated the effect that the analytical conditions exhibit on the accuracy of estimations of the burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors. Suitable analytical schemes and conditions that maximize the estimation accuracy, while maintaining a low computational cost, were investigated in this study. We performed core burn-up survey calculations under several analysis conditions. Furthermore, we calculated the criticality, burn-up reactivity, control rod worth, breeding ratio, assembly-wise power distribution, maximum linear heat rate, sodium void reactivity, and Doppler coefficient for the equilibrium operation cycles. The accuracy of the low-cost calculations was evaluated by measuring the agreements with the referential detailed conditions.

Physical mechanism analysis of burnup actinide composition in light water reactor MOX fuel and its application to uncertainty evaluation

大泉 昭人; 神 智之*; 石川 眞; 久語 輝彦

Annals of Nuclear Energy, 81, p.117 - 124, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.03.033

燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムを把握することは、バックエンド施設設計の妥当性や信頼性の必要条件を満たすために不可欠である。したがって、核データ等の物理量に起因する不確かさは定量的な分析が必要となる。本論文では、軽水炉MOX燃料を対象とし、一般化摂動論に基づいた核データ感度を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムの分析手法を示す。まず、燃焼チェーン上に反応率を示した図を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の基本的な物理メカニズムについて議論する。次に、燃焼感度解析を用い、アクチノイドが生成される物理メカニズムについて詳細な分析を行う。ここでは、例としてCmとPuが生成される物理メカニズムについて分析する。最終的に、燃焼チェーン上に反応率を示した図と燃焼感度解析の組み合わせにより、アクチノイドの生成源の同定や核反応の間接的な影響の評価までできることを示す。また、燃焼感度係数の適用例として、核データ精度向上の優先度の判断に有用となる、核データ共分散と組み合わせた評価手法を紹介する。また、付録には、アクチノイドや反応を感度の傾向別に分類した結果を載せている。

Benchmark calculations for reflector effect in fast cores by using the latest evaluated nuclear data libraries

福島 昌宏; 石川 眞; 沼田 一幸*; 神 智之*; 久語 輝彦

Nuclear Data Sheets, 118, p.405 - 409, 2014/04

https://doi.org/10.1016/j.nds.2014.04.092

Benchmark calculations for reflector effects in fast cores were performed to validate the reliability of scattering data of structural materials in the major evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.1.2. The criticalities of two FCA and two ZPR cores were analyzed by using a continuous energy Monte Carlo calculation code. The ratios of calculation to experimental values were compared between these cores and the sensitivity analyses were performed. From the results, the replacement reactivity from blanket to SS and Na reflector is better evaluated by JENDL-4.0 than by ENDF/B-VII.1 mainly due to the values of Na and Cr.

JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセット; ORLIBJ40

奥村 啓介; 杉野 和輝; 小嶋 健介; 神 智之*; 岡本 力; 片倉 純一*

JAEA-Data/Code 2012-032, 148 Pages, 2013/03

JAEA-Data-Code-2012-032.pdf:6.99MB

JENDL-4.0を中核とする近年の評価済み核データに基づき、核反応断面積,核分裂収率,核異性体比,半減期を修正した、核種崩壊生成計算コードORIGEN2用の断面積ライブラリセット(ORLIBJ40)を作成した。作成した断面積ライブラリは、PWRとBWRの代表的なUO燃料及びMOX燃料用のライブラリ(24個)と種々の高速炉燃料用のライブラリ(36個)である。本ライブラリを使用した軽水炉使用済み燃料の照射後試験解析等により、従来のORIGEN2ライブラリに比べて、特に、Am及びCmの同位体といったマイナーアクチノイド、EuやSmの同位体等の断面積に大きな感度を有する核分裂生成核種、並びにSe等の長寿命核分裂生成核種のインベントリや放射能評価において、予測精度が向上することを確認した。

JENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数UFLIB.J40及びJFS-3-J4.0の作成

杉野 和輝; 神 智之*; 羽様 平; 沼田 一幸*

JAEA-Data/Code 2011-017, 44 Pages, 2012/01

JAEA-Data-Code-2011-017.pdf:2.23MB

国内最新の評価済み核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットUFLIB.J40及びJFS-3-J4.0を作成した。UFLIB.J40については詳細群炉定数として70群, 73群, 175群, 900群構造のものを作成するとともに超微細群炉定数も用意した。また、JENDL-4.0における核分裂収率データ付与核種の拡張に合わせて、ランプ化FP断面積の核種数を拡張した。

次世代炉心解析システムMARBLEの開発

横山 賢治; 巽 雅洋*; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 羽様 平; 長家 康展; 千葉 豪; et al.

JAEA-Data/Code 2010-030, 148 Pages, 2011/03

JAEA-Data-Code-2010-030.pdf:3.23MB

高速炉核特性解析のための次世代炉心解析システムMARBLEを開発した。MARBLEは、これまでにJUPITER標準解析手法と呼ばれる高速炉詳細解析手法として開発されてきたJOINT-FR, SAGEP-FRと呼ばれる解析システム(従来システム)の後継である。MARBLEは従来システムと同等の解析機能を有する。これに加えて、燃焼を伴う高速炉実機の核特性解析に関する機能を向上させている。MARBLEの開発では、オブジェクト指向技術を採用した。この結果として、MARBLEは一定の入力を受けて出力を返すような独立した解析コードではなく、解析システムを構築するための部品の集まり(フレームワーク)となった。一方で、MARBLEは構築済みの解析システムを含んでおり、従来システムに相当する高速炉核特性解析システムSCHEME,高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSを利用することができる。

Benchmark of evaluated nuclear data libraries using post-irradiation experimental data on fuel composition changes of the fast reactor JOYO

横山 賢治; 神 智之*

Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2007), Vol.2, p.807 - 810, 2008/05

高速実験炉「常陽」MK-IIの燃料組成変化に関する照射後試験データはJNC(JAEAの前身)において1986年から測定されてきた。本研究では、常陽MK-IIのドライバー燃料の照射後試験データに関して利用可能なデータをすべて解析し、Uの消滅とUの生成に関する積分実験データを整備した。これらの積分実験データともにUに関する感度を持ち、核データのベンチマーク解析に利用可能である。最近の評価済み核データライブラリであるJENDL-3.2, -3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VIIはUの生成を過大評価する傾向がある。炉定数調整計算によりUの捕獲断面積を再評価することでこの過大評価を改善できる可能性があることを示した。

LLFP核変換率に対する補正因子の評価

神 智之*; 大木 繁夫

JNC TN9410 2005-012, 54 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-012.pdf:3.48MB

FBR実用化戦略調査研究におけるLLFP(Long-Lived Fission Product)核変換炉心設計への適用を目的として、LLFP核変換率に対する補正因子を設計計算と詳細モンテカルロ計算との比較により評価した。設計計算から詳細計算に至る段階的な分析により、(a) 群縮約効果、(b) 輸送効果、(c) 決定論計算とモンテカルロ計算の差、(d) 詳細エネルギー群効果(熱エネルギー領域の効果を含む)、(e) 炉心体系3次元効果、(f) LLFPターゲット集合体の非均質効果、への要因分析を行った。その結果、LLFPターゲット集合体の非均質効果が設計計算と詳細計算の差の主要因であり、その非均質効果のメカニズムは、共鳴から熱エネルギー領域にかけてのLLFP核種の断面積エネルギー形状との関係で説明できることを明らかにした。

JENDL-3.3に基づく高速炉用ORIGEN2断面積ライブラリ

神 智之*; 大木 繁夫

JNC TN9410 2004-001, 79 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-001.pdf:3.33MB

1999年に我が国の評価済み核データライブラリJENDL-3.2をベースとして、軽水炉と高速炉のORIGEN2コード用断面積ライブラリ(ORLIBJ32)が作成されている。その後、2002年にJENDL-3.3が公開されたため、JENDL-3.3をベースとしたORIGEN2用高速炉断面積ライブラリを作成した。ライブラリの作成にはORLIBJ32と同様、「高速炉用ORIGEN2断面積ライブラリ作成ツール」を用いた。JENDL-3.3より作成した327核種の73群無限希釈断面積を対象炉心・領域の中性子スペクトルにより1群に縮約し、ORIGEN2断面積ライブラリ形式で格納した。炉心を構成する主要核種については、共鳴による自己遮蔽効果を考慮した実効断面積を用いた。なお、241Am捕獲反応の核異性体比(g/(g+m))については、最近の核データ研究で得られた知見を反映し、これまでの0.80にかわり0.85を採用した。JENDL-3.3ベースのライブラリ作成対象高速炉は、ORLIBJ32と同様、高速実験炉「常陽」MK-I、原型炉「もんじゅ」、燃料形態(MOX・金属・窒化物)及びPu同位体組成をパラメータとした実証炉級炉心(60万kWe)、商業炉級炉心(130万kWe、MOX燃料)、Pu燃焼炉である。作成したライブラリを用いて燃焼計算を行い、ライブラリの改訂による燃焼計算結果への影響を把握した。