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elik, Y.*; Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; 岩元 洋介; Van den Eynde, G.*
Annals of Nuclear Energy, 212, p.111048_1 - 111048_12, 2025/03
被引用回数：1 パーセンタイル：51.66(Nuclear Science & Technology)The MCNP, PHITS, and FLUKA are general-purpose Monte Carlo radiation transport codes that are widely used for many real-world shielding problems at accelerator facilities around the world. For high beam energy and high beam current accelerator applications, neutron emission through the vacuum pipe along the reverse direction of incident proton beam is an important factor for a shielding design in order to correctly assess the dose rates for workers and the structural materials of the accelerator and handle with the waste activated by the backscattered neutron fluxes. In this work, neutron-production cross sections and thick target yield predictions from MC codes relying on physics models and nuclear data libraries are benchmarked against the experimental data, in order to assess their accuracy in predicting neutron emission and furthermore to assess the corresponding impact on shielding design. The results of this study demonstrate that the nuclear data libraries and physics models, which are not expected to give good results at lower energies (
MeV) but are used anyhow when there is no nuclear data available or above the energy range where the data tables end in the so-called "mix-and-match" strategy, need further improvements. Among the investigated proton induced nuclear data libraries, JENDL-4.0/HE produces the most satisfactory agreement to experimental data for all target materials, but may still benefit from refinement. Concerning the physics models of the codes, FLUKA V4-4.0 has the best performance in terms of reproducibility of the experimental values. It is also shown that all discrepancies between the calculations and the experiments for the energy range 
MeV are up to factor of two. This might be considered as an acceptable figure as it is equivalent to a normal safety margin (
) considered in shielding calculations of accelerator facilities around the world.
for MYRRHA using a Monte Carlo technique岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11
実効遅発中性子割合は、原子炉の核設計において最も重要な安全パラメータの一つであり、その値は核データに起因する不確かさを含めて評価することが求められている。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、鉛ビスマス冷却核変換研究炉MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心のに対する感度解析及び不確かさ解析を実施した。感度解析では、千葉により提案された「修正中性子増倍率比法」を用いての感度係数を求めた。の感度係数に対する本手法で導入されたスケーリング因子の依存性を統計的不確かさ低減の観点から調査した結果、感度解析および不確かさ解析に対するスケーリング因子の最適な値は
であることがわかった。このスケーリング因子を用いて求めたの感度係数及びJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いて、MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の核データに起因する不確かさを求めた。それらの値はそれぞれ2.2
0.2%および2.00.2%と評価され、その大部分は
Pu及び
Uの遅発中性子収率に起因することがわかった。
Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; elik, Y.*; Van den Eynde, G.*
Annals of Nuclear Energy, 120, p.207 - 218, 2018/10
被引用回数：10 パーセンタイル：64.21(Nuclear Science & Technology)高エネルギー核データの不確かさ伝播による加速器駆動システムMYRRHAの安全に関する核特性パラメータの影響を調査した。既存の高エネルギー核データライブラリ及び高エネルギー核反応モデルを用いて断面積データの共分散マトリックスを作成し、これを用いて、全炉心出力及び鉛ビスマスに蓄積される放射能の高エネルギー核データに起因する不確かさをランダムサンプリング法に基づいて評価した。本評価手法は、粒子輸送計算を直接行う必要がなく、最良推定値に対するサンプル平均の収束性を調査することが可能である。本手法により、全炉心出力に対する信頼性のある不確かさを得るには300程度のランダムサンプル数が必要であることを示し、その不確かさは14%と評価した。さらに、陽子・中性子照射により蓄積される放射能濃度の不確かさの評価値は、5%から60%に及ぶことがわかった。トリチウム等のいくつかの核種に対しては、信頼性のある不確かさを得るのに数千のランダムサンプル数が必要であることが明らかになった。
岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.539 - 547, 2018/05
被引用回数：9 パーセンタイル：60.52(Nuclear Science & Technology)実効遅発中性子割合は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によっての核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析におけるの妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりもの感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対するの核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分は
Uの遅発中性子収率に起因することが分かった。
菅原 隆徳; Sarotto, M.*; Stankovskiy, A.*; Van den Eynde, G.*
Annals of Nuclear Energy, 38(5), p.1098 - 1108, 2011/03
被引用回数：12 パーセンタイル：64.62(Nuclear Science & Technology)SCK/CENで進められているMYRRHAプロジェクトのXT-ADS炉心を対象に、感度係数と共分散データを用いた不確かさ解析を行った。解析コードにはSCALE, ERANOS, SAGEPコードを使用し、感度解析における計算モデルや解析コードの違いの影響,不確かさ解析における共分散データの違いの影響を検討し、XT-ADSの核設計精度について議論を行った。解析の一例として、SCALEコード用に整備された共分散データを用いた場合、XT-ADSの実効増倍率に対する不確かさは約1.0%との結果が得られた。0.3%dkを目標精度とした場合、この結果は目標精度に達しておらず、積分実験などによるさらなる核データの改善が必要である。
菅原 隆徳; Stankovskiy, A.*; Sarotto, M.*; Van den Eynde, G.*
NEA/NSC/DOC(2011)4, p.27 - 35, 2011/00
SCK/CENで進められているMYRRHAプロジェクトのXT-ADS炉心を対象に、感度係数と共分散データを用いた不確かさ解析を行った。解析コードにはSCALEコードを使用し、感度解析における計算モデルの違いの影響,不確かさ解析における共分散データの違いの影響を検討し、XT-ADSの核設計精度について議論を行った。解析の一例として、SCALEコード用に整備された共分散データを用いた場合、XT-ADSの実効増倍率に対する不確かさは約1.0%との結果が得られた。0.3%dkを目標精度とした場合、この結果は目標精度に達しておらず、積分実験などによるさらなる核データ改善が必要である。
