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Benchmark models for criticalities of FCA-IX assemblies with systematically changed neutron spectra

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.406 - 424, 2016/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:68.73(Nuclear Science & Technology)

New benchmark models with respect to criticality data are established on the basis of seven uranium-fueled assemblies constructed in the ninth experimental series at the fast critical assembly (FCA) facility. By virtue of these FCA-IX assemblies where the simple combinations of uranium fuel and diluent (graphite and stainless steel) in their core regions were systematically varied, the neutron spectra of these benchmark models cover those of various reactor types, from fast to sub-moderated reactors. The sample calculations of the benchmark models by a continuous-energy Monte Carlo (MC) code showed obvious differences between even the latest versions of two major nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. The present benchmark models would be well-suited for assessment and improvement of the nuclear data for $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, graphite, and stainless steel. In addition, the verification of the deterministic method was performed on the benchmark models by comparison with the MC calculations. The present benchmark models are also available to users of deterministic calculation codes for assessment and improvement of nuclear data.


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

 被引用回数:4 パーセンタイル:46.16(Nuclear Science & Technology)



Options of principles of fuel debris criticality control in Fukushima Daiichi reactors

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.251 - 259, 2015/00



Applications of integral benchmark data

Palmiotti, G.*; Briggs, J. B.*; 久語 輝彦; Trumble, E.*; Kahler, A. C.*; Lancaster, D.*

Nuclear Science and Engineering, 178(3), p.295 - 310, 2014/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:67.72(Nuclear Science & Technology)



Effects of nuclear data library and ultra-fine group calculation for large size sodium-cooled fast reactor OECD benchmarks

久語 輝彦; 杉野 和輝; 植松 眞理 マリアンヌ; 沼田 一幸*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09



Evaluation of OECD/NEA/WPRS benchmark on medium size metallic core SRF by deterministic code system; MARBLE and Monte Carlo code: MVP

植松 眞理 マリアンヌ; 久語 輝彦; 沼田 一幸*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 15 Pages, 2014/09

OECD/NEAにおける炉心及び原子炉システム作業部会(WPRS)枠組みにおいて、ナトリウム冷却高速炉(SFR)のベンチマーク解析が実施されている。このOECD/NEA/WPRSベンチマークのうち、中型金属燃料炉心について、決定論的手法に基づく高速炉炉心計算コードシステム(MARBLE)及びモンテカルロ法コード(MVP)を用いて解析評価を実施した。最新の核データ・ライブラリーJENDL-4.0を用い、固有値(k$$_{rm eff}$$)及び反応性(ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数および制御棒価値)の解析を実施するとともに、決定論的手法に基づく手法(MARBLE/BURNUP)及びモンテカルロ法に基づく手法(MVP-BURN)を用いた燃焼計算を実施した。更に、中型金属燃料ベンチマーク炉心を用い、核データライブラリの違い(JENDL-4.0とJEFF-3.1及びENDF/B-VII間の違い)による固有値及びナトリウムボイド反応度の差異について感度解析を実施し、差異をもたらす主要反応を把握した。


Evaluation of large 3600 MWth sodium-cooled fast reactor OECD neutronic benchmarks

Buiron, L.*; Rimpault, G*; Fontaine, B.*; Kim, T. K.*; Stauff, N. E.*; Taiwo, T. A.*; 山路 哲史*; Gulliford, J.*; Fridmann, E.*; Pataki, I.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09




木原 伸二; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 久語 輝彦; 松田 規宏; 大泉 昭人; 笹本 広; 三ツ井 誠一郎; 宮原 要

JAEA-Research 2013-033, 320 Pages, 2014/07




Development of a calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(5), p.656 - 670, 2014/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.56(Nuclear Science & Technology)



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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Physics, Nuclear)

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 $$bar{mu}$$ values of Na and $$^{52}$$Cr.



久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.

JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03





大泉 昭人; 神 智之*; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

JAEA-Data/Code 2013-019, 278 Pages, 2014/02


過去の軽水炉燃料から将来想定される軽水炉燃料(PWR及びBWRにおけるUO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料の代表的燃料ピン仕様)の燃焼後燃料組成について、一般化摂動論に基づいた燃焼感度解析を行った。この解析においては、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0と汎用炉心解析システムMARBLEを用い、主要な核種である、35個の核分裂生成物と18個の重核種の燃焼後数密度について、多群(107群)断面積、半減期及び核分裂収率に対する感度係数を算出した。算出した感度係数については、データベースとして電子ファイルをCD-ROMに格納した。本報告書では、重要な結果を包括的に示すとともに、個々の燃焼感度係数について、物理的なメカニズムを詳細に考察した。本報告書にまとめた感度係数は、核データ共分散や照射後試験データを組み合わせることによって、verification & validation等への要求に応えることが可能となる。また、核データに起因した不確かさを要因別に評価できるため、設計合理化のための方策を検討する上で、物性データの精度向上を目指した、核データ測定への提案や炉物理実験のニーズの抽出を行うために有効なデータベースとなることが期待される。


Evaluation of neutron economical effect of new cladding materials in light water reactors

大泉 昭人; 秋江 拓志; 岩本 信之; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.77 - 90, 2014/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.13(Nuclear Science & Technology)

Iron (Fe), nickel (Ni), titanium (Ti), niobium (Nb) and vanadium (V) are selected as possible component elements to cover a variety of new cladding materials for light water reactors (LWRs). The effect of larger thermal absorption cross sections of these elements than those of zirconium (Zr), together with those of silicon carbide (SiC), on the neutron economy in LWRs is evaluated by performing pin cell burnup calculations for a conventional pressurized water reactor (PWR), a low moderation high burnup LWR (LM-LWR) and a high moderation high burnup LWR (HM-LWR). As can be anticipated from the thermal cross sections, SiC has excellent neutron economy. The materials other than SiC largely decreases discharge burnup in comparison with Zircaloy (Zry). Among such elements of larger thermal absorption cross section, Nb has neutron economical advantage over the other materials except SiC in softer neutron spectrum reactors such as HM-LWR in which the atomic number ratio of hydrogen to heavy metal is 6. In the conventional LWRs, stainless steel of low Ni contents is as well as Nb for cladding material. The results of the analyses are summarized for the purpose to provide reference data for new cladding material development studies, in terms of the relation between fuel enrichment and cladding thickness from the viewpoint to achieve the same discharge burnup as the Zry cladding.


Calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.1261 - 1263, 2013/11

放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。


Uncertainty evaluation for $$^{244}$$Cm production in spent fuel of light water reactor by using burnup sensitivity analysis

大泉 昭人; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

JAEA-Conf 2013-002, p.59 - 64, 2013/10

The uncertainty evaluation for the minor-actinide production is important to assure the reliability of the basic database of heat generation and radioactivity from reactor spent fuel. To identify the cross-section improvement priority for nuclide, reaction and energy range, the present paper describes the evaluation methodology for effective uncertainty reduction of target nuclide production by using the burnup sensitivity coefficients and the covariance of nuclear data. As a typical instance, the $$^{244}$$Cm production is focused on. The objects of uncertainty analysis are MOX and UO$$_{2}$$ of a pressurized water reactor, so that we can clarify the difference of the uncertainties between them. From the result, it is found that the nuclides near $$^{244}$$Cm on the burnup chain such as $$^{243}$$Am and $$^{242}$$Pu are important to produce $$^{244}$$Cm in both fuel types. In addition, it is confirmed the priority of $$^{243}$$Am, $$^{242}$$Pu and $$^{241}$$Pu is higher than $$^{235}$$U and $$^{239}$$Pu. Finally, the accuracy improvement of $$^{243}$$Am capture in the thermal and resonance regions should take a higher-priority than in the fast region.


Major safety and operational concerns for fuel debris criticality control

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.729 - 735, 2013/09



Extended cross-section adjustment method to improve the prediction accuracy of core parameters

横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(12), p.1165 - 1174, 2012/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:78.55(Nuclear Science & Technology)



Measurement and analysis of reflector reactivity worth by replacing stainless steel with zirconium at the fast critical assembly (FCA)

福島 昌宏; 北村 康則; 安藤 真樹; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(10), p.961 - 965, 2012/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Zirconium alloy instead of stainless steel (SS) has been considered as an effective reflector to improve the neutron economy in the experimental fast reactor JOYO. The aim of the present study is to demonstrate the effectiveness of the zirconium (Zr) reflector compared with the SS reflector in a fast reactor core. The FCA-XXVIII-1(3) core was built at the fast critical facility (FCA) and the reflector reactivity worth was measured by replacing SS with Zr at the peripheral region of the core. The experimental result of the positive reflector reactivity worth demonstrates the effectiveness of the Zr reflector compared with the SS reflector in the fast reactor core. This paper also focuses on the validation of standard calculation methods used for fast reactors with JENDL-4.0. As a result, it is confirmed that the standard calculation methods for the reflector reactivity worth show agreement within the experimental error.



佐藤 大樹; 大泉 昭人; 松田 規宏; 小嶋 健介; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

RIST News, (53), p.12 - 23, 2012/09




佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

JAEA-Research 2012-020, 97 Pages, 2012/08


平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けて、福島県をはじめとする東日本各地では、除染による線量の低減化が期待されている。原子力機構では、除染作業で効果的に線量率を低減させる計画の立案を支援するため、除染効果評価システムCDE(Calculation system for Decontamination Effect)を開発した。CDEは、環境中に分布する放射性セシウムに対して作成した線量寄与データベースを用いて、適用する除染技術に応じた放射性物質の除去効果(除染係数)から、除染前後の空間線量率を計算する。これにより、除染効果を示す線量率の減少(線量率減少係数)が得られ、その結果は除染対象地域の地図上に可視化される。計算結果の妥当性は、3次元放射線輸送コードPHITSを用いた除染領域と線量低減効果の解析結果と比較して検討した。これにより、CDEは短時間の計算で、PHITSによる解析と同等の精度で結果を与えることが確認された。本報告書では、CDEの概要,計算手法,検証解析を示すとともに、付録として線量計算プログラムのソースコードと取扱説明書を掲載する。

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