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報告書

確率論的幾何形状モデルの軽水体系への適用について

森 貴正; 小嶋 健介*; 須山 賢也

JAEA-Research 2018-010, 57 Pages, 2019/02

JAEA-Research-2018-010.pdf:6.25MB

MVP/GMVPの確率論的幾何形状モデル(STGM)を軽水体系に適用した場合の特性を評価するために、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて、無限体系におけるパラメトリック・スタディと単純有限体系における使用済み燃料直接処分の臨界安全解析を実施した。その結果、STGMはUO$$_{2}$$燃料球の充填率(6.5%$$sim$$63.3%)によらず、燃料球径が大きくなると熱中性子利用率を過大評価し、その結果、無限増倍率を過大評価することが分かった。この結果は、使用する最近接球分布(NND、モンテカルロ法3次元剛体球空間分布計算コードMCRDFよるNNDと統計的一様分布に基づくNND解析式)には依存しない。STGMによる過大評価は、中性子パスの始点によって異なる分布の平均であるNNDを用いて燃料球を確率論的に配置するために個々の中性子の状況(燃料球分布の粗密と軽水領域の大きさ)が考慮されず、軽水の塊中での散乱が継続する効果を取り入れることができないことに起因すると推定された。

論文

Corrigendum; Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method [J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239]

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), P. 962, 2018/08

以前に発表した論文(アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関する研究(J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239)における式の導出法を訂正する。式の導出法に間違いがあったが、最終的に導出される式は正しい。そのため、論文の結論及び議論に変更は無い。

論文

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.02(Nuclear Science & Technology)

アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。

報告書

MVP/GMVP第3版; 連続エネルギー法及び多群法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(翻訳資料)

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-019.pdf:4.43MB
JAEA-Data-Code-2016-019-hyperlink.zip:2.36MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

報告書

MVP/GMVP version 3; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MB
JAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

論文

Recent developments of JAEA's Monte Carlo code MVP for reactor physics applications

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正

Annals of Nuclear Energy, 82, p.85 - 89, 2015/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:28.02(Nuclear Science & Technology)

原子力機構で開発されているモンテカルロコードMVPの最近の開発状況について述べる。MVPの基本機能と炉物理分野で有用な機能についてレビューし、最近実装された新機能についても解説する。

論文

Void reactivity evaluation by modified conversion ratio measurements in LWR critical experiments

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", $$k^ast$$を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、$$k^ast$$を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。

論文

Intra-pellet neutron flux distribution measurements in LWR critical lattices

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.606 - 614, 2013/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.29(Nuclear Science & Technology)

ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定する手法を開発した。ペレット内中性子束分布測定には、特別な箔を用いた箔放射化法を用いた。転換比分布測定には、特別なコリメータを用いた$$gamma$$線スペクトル解析法を用いた。開発した手法を用い、低減速軽水炉を対象とした臨界実験を行い、ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定した。測定値は、決定論的手法とモンテカルロ法によって解析した。中性子束分布の測定結果と解析結果は、1-2%の範囲で一致した。転換比分布の測定結果は、解析結果と一致することを確認した。今回開発した測定手法は、燃料ペレット内の中性子の振る舞いを調べるミクロ炉物理において有用であることが確認できた。

論文

原子炉物理学

岡嶋 成晃; 久語 輝彦; 森 貴正

原子力教科書; 原子炉物理学, 258 Pages, 2012/03

本書は、東京大学専門職大学院における、原子炉物理の講義資料をもとに作成した。第1章において、原子核の特徴と中性子と物質の相互作用について述べ、第2章では核分裂とその連鎖反応について述べた。また、臨界の概念についても、第2章において扱う。第3章からは拡散方程式を扱って中性子の空間的挙動を知る基礎について学ぶ。第4章では、炉心組成が均質である体系に対して拡散方程式を具体的に適用して、その特徴を調べる。第5章では、中性子が物質との衝突によってエネルギーを失う(これを減速という)様子について述べ、第6章では減速して炉内の物質と熱平衡状態になった状況での中性子の振る舞いについて述べる。第7章では、炉心組成を現実の非均質体系にした場合の臨界等への影響について述べる。また、核反応データについては、我が国における最新の評価済み核データライブラリ(JENDL-4.0)を可能な限り採用した。なお、従来の教科書では、中性子と原子核との核反応断面積データを数表等として掲載されているが、インターネットから最新データの入手が可能な昨今の状況を鑑みて、省いた。

論文

Estimation of sample reactivity worth with differential operator sampling method

長家 康展; 森 貴正

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.842 - 850, 2011/10

サンプル反応度価値計算に対して、任意次数の微分演算子サンプリング法を用いたテイラー級数アプローチの適用性を調べた。実効増倍率の微分係数と源摂動効果を任意の次数まで得られるように微分演算子サンプリング法を拡張した。ベンチマーク計算を行うため、この拡張した手法を連続エネルギーモンテカルロコードMVPに組み込んだ。GodivaとJezebelの単純な高速炉体系に対して2次のテイラー級数アプローチで十分精度のよい結果を与えることがわかった。一方、TCA臨界集合体に対する$$^{237}$$Npサンプル反応度価値計算については、5次のテイラー級数アプローチでも参照解と約10%の差を生じることがわかった。サンプル反応度価値の計算では源摂動の効果は重要であり、すべての場合で評価する必要がある。また、TCAサンプル反応度問題については、別のアプローチも検討を行った。これらのアプローチは、通常の高次のテイラー級数アプローチと同等の結果を与えることがわかった。

論文

A Conceptual design study for active nondestructive assay system by photon interrogation for uranium-bearing waste with MVP code and evaluated photonuclear data

櫻井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.318 - 329, 2011/10

A conceptual design study has been carried out with a Monte Carlo transport code on an active nondestructive assay system for low-level uranium-bearing wastes discharged from an uranium enrichment plant. Delayed neutrons from photofission of uranium isotopes in the steel waste are counted with this system to confirm that the activity concentration of this waste is below the clearance level. The present design work needs a coupled neutron/photon transport code which can numerically simulate the photonuclear reaction and the resultant emission of neutrons. We have modified a continuous-energy Monte Carlo transport code MVP to equip it with a function to simulate the emission of photoneutrons along with the delayed neutrons from photofission. The photonuclear data library for the modified MVP code was prepared on the basis of evaluated photonuclear data by IAEA. For the $$^{235}$$U and $$^{238}$$U, we employed evaluated data in the JENDL photonuclear data 2004, which stores complete delayed neutron emission data for these isotopes. With this code system, a time-dependent simulation of neutron counts was made for the assay system, which consisted of a 15 MeV end-point bremsstrahlung photon source, helium-3 neutron detectors and the waste. The present paper describes the modification to the MVP code and the results of design study.

論文

On effective delayed neutron fraction calculations with iterated fission probability

千葉 豪; 長家 康展; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(8), p.1163 - 1169, 2011/08

実効遅発中性子割合$$beta_{eff}$$は、反復核分裂確率(IFP)の概念に基づくことにより、十分に大きい世代数をとった場合、連続エネルギーモンテカルロ法を用いて精度よく計算することが可能である。IFPに基づく$$beta_{eff}$$の計算において必要とされる世代数を決定論的に定量化するため、世代依存の重要度関数を$$beta_{eff}$$の計算に導入した。さらに、IFPの計算において、必要な世代数を最小化するための最も適切な核特性パラメータを導出した。数値計算の結果、IFPに基づく$$beta_{eff}$$の計算では数世代を考慮する必要があること、適切な核特性パラメータを用いることにより、必要な世代数を低減できることを示した。また、モンテカルロ法による$$beta_{eff}$$計算のための効率的な計算方法を提案した。

論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{241}$$Am sample in water-moderated low-enriched UO$$_2$$ fuel lattices at TCA

櫻井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*; Liem, P. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.816 - 825, 2011/05

The reactivity worths of 22.82 grams of $$^{241}$$Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO$$_2$$ fuel lattices in seven cores of the Tank Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of $$^{241}$$Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data with a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the $$^{241}$$Am capture cross-section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the $$^{241}$$Am capture cross-section of JENDL-3.3 by 25 $$sim$$ 30%.

論文

原子力分野におけるスーパーコンピューティングとモンテカルロ・シミュレーション; Joint Int. Conf. on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2010 (SNA + MC 2010)

森 貴正; 中島 憲宏

日本原子力学会誌, 53(3), P. 227, 2011/03

「原子力分野におけるスーパーコンピューティングとモンテカルロ・シミュレーション」合同国際会議(SNA+MC 2010)が、原子力機構主催、OECD/NEA,日本原子力学会及び同計算科学技術部会共催で開催された。SNAは第1回が1990年に水戸で開催されて今回が第7回目、MCは第1回が2000年にリスボンで開催されて今回が第3回目となる。27か国から377名(内、学生49名)、海外からは156名(内、学生22名)が参加し、8件の招待講演、259件の口述発表及び75件のポスター発表を行い、最先端の原子力分野のシミュレーションや粒子輸送モンテカルロ・シミュレーションの理論と応用に関する研究について活発な議論が行われた。主な海外からの参加者は、米国46名,フランス25名,ドイツ14名,スイス12名、等であったが、アジアからも中国,韓国各8名、台湾3名,マレーシア1名,サウジアラビア3名,アフリカからもアルジェリア,南アフリカ各1名の参加があった。これらを通して、欧米はもちろんのことアジア,アフリカ地域まで計算科学の重要性が高まっていることが伺えた。

論文

Calculation of effective delayed neutron fraction with Monte Carlo perturbation techniques

長家 康展; 森 貴正

Annals of Nuclear Energy, 38(2-3), p.254 - 260, 2011/02

 被引用回数:20 パーセンタイル:10.25(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法による摂動計算手法(微分演算子サンプリング法と相関サンプリング法)を用いて実効遅発中性子割合($$beta_mathrm{eff}$$)を計算する手法を提案した。特に、微分演算子サンプリング法を用いた手法は、理論的に正確な$$beta_mathrm{eff}$$を与えるという特徴がある。提案した手法を検証するため、簡単な形状の体系についてモンテカルロ計算を行った。提案された手法で得られた結果は、十分小さな統計誤差の範囲において、決定論で計算された参照解と一致することがわかった。また、正確な$$beta_mathrm{eff}$$を計算するためには、核分裂源摂動の効果を考慮しなければならないこともわかった。

論文

Comparison of Monte Carlo calculation methods for effective delayed neutron fraction

長家 康展; 千葉 豪; 森 貴正; Irwanto, D.*; 中島 健*

Annals of Nuclear Energy, 37(10), p.1308 - 1315, 2010/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:14.24(Nuclear Science & Technology)

実効遅発中性子割合($$beta_mathrm{eff}$$)をモンテカルロ法で評価する手法が提案されており、その計算精度を調べた。1つはMeulekampらによって提案された手法で、もう1つは名内らによって提案された手法である。どちらの手法も小林によって定義されたインポータンス関数で重み付けられた遅発中性子割合であることが明らかにされた。これらの手法の計算精度について、簡単な形状のベンチマーク問題について調べた。その結果、Meulekampの方法は通常の$$beta_mathrm{eff}$$値と比べ、高速炉体系に対して約5%の差を生じ、名内の方法は裸の高速炉体系についてはよい一致を示すが、反射体つき高速炉体系について約10%の差を生じることがわかった。どちらの手法とも、熱体系について約2%以内の精度で通常の$$beta_mathrm{eff}$$値と一致することがわかった。

論文

Estimation of reactivity worth with differential operator sampling method

長家 康展; 森 貴正

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

原子炉炉心解析では、制御棒反応度,ボイド反応度,サンプル反応度のような反応度価値を計算する必要がある。しかし、反応度価値の大きさが小さいとモンテカルロ法で計算することは難しい。今回、微分演算子サンプリング法を用い、4次までの微分係数と4次までの源摂動効果を考慮できるようにし、4次の微分演算子サンプリング法の反応度価値に対する計算精度を調べた。ベンチマーク計算として、Godiva炉心に対する反応度価値計算を行った。摂動は中心1cmの領域の密度を減少させることにより加えた。4次の微分演算子サンプリング法の結果は参照解とよく一致した。また、実際の計算として、TCAにおける$$^{237}$$Npサンプル反応度価値の計算を行った。微分演算子サンプリング法の結果は、高次の効果を考慮するにつれて参照解に近づくが、4次まで考慮しても約$$sim$$17%の誤差を生じることがわかった。この場合、さらに高次の項を考慮するか別の手法が必要であることがわかった。

論文

A Conceptual design study for active nondestructive assay system by photon interrogation for uranium-bearing waste with MVP code and evaluated photonuclear data

櫻井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2010/10

A feasibility design work has been carried out with a Monte Carlo transport code on an active nondestructive assay system for low-level uranium-bearing waste from uranium enrichment facilities. Delayed neutrons from photofission of uranium isotopes in the metal waste are counted with this system to confirm that the activity of this waste is below the clearance level. The design work needs a coupled neutron/photon transport code which can simulate the photonuclear reaction and the resultant emission of neutrons. We have modified a continuous-energy Monte Carlo transport code MVP and equipped it with the function to simulate the emission of photoneutrons along with the delayed neutrons from photofission. The photonuclear data library for the modified MVP code was prepared on the basis of evaluated photonuclear data by IAEA. For the delayed neutron yields and spectra, the decay constants and relative abundances of six precursors group from uranium isotopes, JENDL Photonuclear Data File 2004 was adopted. With this code system, a time dependent simulation of neutron counts was made for the assay system, which consisted of a 15 MeV end-point bremsstrahlung photon source, helium-3 neutron detectors and the waste. The present paper describes the modification of the MVP code and the results of the simulation.

論文

Comparison of resonance elastic scattering models newly implemented in MVP continuous-energy Monte Carlo code

森 貴正; 長家 康展

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(8), p.793 - 798, 2009/08

共鳴領域の弾性散乱衝突解析モデルのドップラー反応度効果への影響を明らかにするために、連続エネルギーモンテカルロコードMVPに、標的核の熱運動とともに共鳴領域の急激な断面積変化を考慮した厳密モデルと標的核の熱運動のみを考慮した一定断面積モデルを新たに導入し、JENDL-3.3核データを用いてUO$$_{2}$$ピンセル・ドップラー反応度ベンチマーク計算を実施した。本研究によって、厳密モデルは従来の熱運動を考慮しないモデルと比較して、7$$sim$$11%大きな負のドップラー反応度係数を与えることがわかった。一方、一定断面積モデルは従来モデルよりもわずかに小さな負のドップラー反応度係数を与えた。さらに、共鳴領域の弾性散乱取扱モデルは弾性散乱の寄与が比較的大きい共鳴では大きな影響を与えるが、吸収反応が支配的な共鳴に対しては有意な影響を与えないことがわかった。

論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{237}$$Np sample in cores of TCA and FCA

桜井 健; 森 貴正; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*; 須崎 武則*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(6), p.624 - 640, 2009/06

Measurements and analyses were performed for the reactivity worth of $$^{237}$$Np oxide sample of 22.87 g in seven uranium cores at Tank Type Critical Assembly(TCA) and two uranium cores at Fast Critical Assembly(FCA) in Japan Atomic Energy Agency. The cores at TCA provided neutron spectra from thermal to resonance energy regions. Two cores of FCA, XXI and XXV, provided a hard spectrum of fast reactor and a soft spectrum in the resonance energy region, respectively. The analyses were made with the JENDL-3.3 nuclear data by a Monte Carlo method for the TCA cores and by a deterministic method for the FCA cores. A sensitivity analysis was also made to estimate the error of reactivity worth due to those of JENDL-3.3 nuclear data. The error of calculation to experiment ratio(C/E) of reactivity worth was estimated from the error of measurement, the statistical error in the Monte Carlo calculation and the error due to those of the nuclear data, among which the contribution from the error of $$^{237}$$Np capture cross section was dominant in the cores except FCA XXV. The calculation underestimates the measurement by 3 to 9 %. This underestimation, however, is within the error of C/E at three $$sigma$$ level.

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