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論文

Sensitivity and uncertainty analyses of lead sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Nuclear Science and Engineering, 185(3), p.460 - 472, 2017/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体において実施された鉛サンプル反応度実験の感度および不確かさ解析を行った。SRAC2006とMARBLEコードを用いて、JENDL-4.0の共分散データに基づくPb同位体の反応やエネルギー領域の影響を詳細に解析した。これらの感度および不確かさ解析の結果について、JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, and JEFF-3.1を用いた時の結果と比較を行った。その結果、これらの結果をPb-Bi冷却型のADS核設計に反映するには、さらなる実験および解析が必要であることが示された。

論文

Validation of Pb nuclear data by Monte Carlo analyses of sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 八木 貴宏*; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.602 - 612, 2016/04

 被引用回数:10 パーセンタイル:8.68(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体においてアルミニウムプレートを鉛プレートに置換することでサンプル反応度を測定し、鉛核データの不確かさ解析を行った。解析コードにはモンテカルロコードMCNP6.1を用い、核データライブラリとして、JENDL-3.3, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1の4つを使用した。MCNPによる実験解析を通じて、JEDNL-3.3とJENDL-4.0による解析値の違いは、鉛核データの違いが支配的であった。さらに、JENDL-4.0とENDF/B-VII.0については鉛同位体と$$^{27}$$Alについてわずかな差が、JENDL-4.0とJEFF-3.1については$$^{238}$$Uと$$^{27}$$Alについて差があることを明らかにした。

口頭

J-PARC核変換物理実験施設を用いたマイナーアクチノイド燃料装荷炉物理実験による加速器駆動核変換システム炉物理パラメータの不確かさの低減効果

岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 藤本 敦士*

no journal, , 

核変換物理実験施設(TEF-P)においてマイナーアクチノイド(MA)燃料を用いた炉物理実験を想定して、加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータの核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。実験には、臨界性、鉛ボイド反応度、MA反応率比、MAサンプル反応度、MA燃料置換反応度の5種類を想定した。一連の解析にはMARBLEを使用し、核データライブラリにはJENDL-4.0を用いた。解析の結果、ADS実機燃料を模擬したMA燃料を用いてTEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0%から0.4%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4%から4.2%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。本研究で得られた知見をTEF-Pの炉物理実験計画に反映していくことで、ADSの炉物理パラメータの核データに起因する不確かさを効率的に低減することが可能である。

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