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論文

シグマ委員会の2003, 2004年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 渡辺 幸信*; 深堀 智生; 奥村 啓介; 片倉 純一; 千葉 敏; 柴田 恵一; 山野 直樹*; 中川 庸雄; 小田野 直光*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.85 - 96, 2007/03

本技術資料は、2003$$sim$$2004年度におけるシグマ委員会の活動報告をまとめたものである。当該年度に、特殊目的ファイルとして公開したJENDL-HE-2004とJENDL-PD-2004について、その概要を示した。また、その他の活動として、核燃料照射後試験の解析,核図表の作成,天体物理のための核データ評価についても述べた。

報告書

Development of the Unattended Spent Fuel Flow Monitoring Safeguards System (UFFM) for the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) (Joint research)

中川 繁昭; 梅田 政幸; Beddingfield, D. H.*; Menlove, H. O.*; 山下 清信

JAEA-Technology 2007-003, 24 Pages, 2007/02

JAEA-Technology-2007-003.pdf:3.61MB

HTTRの保障措置手法において、使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために非立会型の使用済燃料フローモニターを適用した。使用済燃料フローモニターは、「接近困難な」場所にある使用済燃料ブロックの移動を非立会で検認できるようにし、査察業務量を減らせるようにした。設計・製作を工夫し、燃料ブロックの移動経路に沿った狭い空間にうまく組み込んだ。使用済燃料フローモニターは、2組の検出器管,GRANDと呼ばれる電子機器及びコンピュータから構成する。1組の検出器管は2つの電離箱と1つHe-3中性子計数管を収納している。また、2組の検出器管からの信号変化の時間遅れが大きくなるように、検出器管の先端に形状に工夫を加えたタングステン製のコリメータを設置した。IAEAの受入検査を実施し、使用済燃料フローモニターが使用済燃料ブロックを検知するために十分な機能を有していること、信号変化の時間遅れが使用済燃料ブロックの移動方向を決定するために十分であることを示した。使用済燃料フローモニターについては、HTTRの使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために有効であることが確認され、IAEAの保障措置機器として承認された。

報告書

MVP/GMVP 2; 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; 森 貴正; 中川 正幸

JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06

JAERI-1348.pdf:2.02MB

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、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。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年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。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

Web-based search and plot system for nuclear reaction data

大塚 直彦; 合川 正幸*; 須田 拓馬*; 内藤 謙一*; Korennov, S.*; 新井 好司*; 能登 宏*; 大西 明*; 加藤 幾芳*; 中川 庸雄; et al.

AIP Conference Proceedings 769, p.561 - 564, 2005/05

EXFORとENDF書式に格納された実験データ・評価済データに対する核反応データウェブ検索作図システムが開発された。このシステムはLinux上でPerlとMySQLをCGIスクリプトとデータベースマネージャーとして動作する。それぞれ実験データと評価済データに対する2つの試作システムが紹介される。

論文

シグマ委員会の2001, 2002年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 柴田 恵一; 高野 秀機*; 山野 直樹*; 松延 廣幸*; 喜多尾 憲助*; 片倉 純一; 中川 庸雄; 長谷川 明; 岩崎 智彦*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.128 - 139, 2004/03

2001, 2002年度におけるシグマ委員会(原子力学会シグマ特別専門委員会及び原研シグマ研究委員会)の核データ研究活動についての報告を行う。この期間中、汎用核データライブラリーJENDL-3.3が完成し、精力的なベンチマークテストが行われた後にリリースされた。さらに特殊目的ファイルや核分裂収率データ,核構造データについての活動の記述がされている。また、シグマ委員会の40年にわたる核データ研究活動のまとめを行った。

論文

Japanese evaluated nuclear data library version 3 revision-3; JENDL-3.3

柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11

 被引用回数:608 パーセンタイル:6.06(Nuclear Science & Technology)

前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は$$^{235}$$Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料体からの$$gamma$$線測定; 方法と結果

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.

JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB

HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの$$gamma$$線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。

報告書

HTTRの熱出力校正試験計画

中川 繁昭; 篠崎 正幸; 橘 幸男; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-038, p.39 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-038.pdf:1.86MB

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)の特徴を考慮して、出力上昇試験における安全かつ効率的な熱出力校正試験計画を立案した。計画を定めるにあたっては、ヘリウム循環機の発生熱により1次冷却材温度を約213$$^{circ}C$$まで上昇させた確認試験(3)の測定結果より、熱出力評価に使用する測定量について定格運転時の予測値を予測し、出力上昇試験中の熱出力測定誤差を$$pm$$2.0%以内に収める見通しを得た。本報告書は、HTTR出力上昇試験における熱出力校正試験の内容、熱出力測定の誤差評価及び確認試験(3)の予備測定結果についてまとめたものである。

報告書

Maxwellian-averaged cross sections calculated from JENDL-3.2

中川 庸雄; 千葉 敏; 大崎 敏郎*; 井頭 政之*

JAERI-Research 2000-002, p.93 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-002.pdf:4.41MB

天体核物理の分野での応用のために、評価済み核データライブラリーJENDL-3.2をもとに、中性子捕獲断面積、核分裂断面積、(n,p)反応断面積及び(n,$$alpha$$)反応断面積のマックスウェル平均値を計算した。計算を行った温度(kT)の範囲は、1keVから1MeVである。結果を表で表す。特に中性子捕獲断面積については、ほかの著者による推奨値や最近の測定値との比較をし、軽い核種で大きな差が見つかった。JENDL-3.2は最近の測定データと比較的良く一致しており、軽い核種の領域ではほかの推奨値よりも優れている。

論文

Physical design of JT-60 Super Upgrade

永島 圭介; 菊池 満; 栗田 源一; 小関 隆久; 青柳 哲雄; 牛草 健吉; 閨谷 譲; 久保 博孝; 毛利 憲介*; 中川 勝二*; et al.

Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.325 - 342, 1997/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.28

JT-60SU(定常炉心試験装置)の基本設計パラメータについて報告する論文である。本装置はプラズマ電流10MAで、主半径4.8mの非円形ダイバータトカマクであり、コイルには超電導コイルを用い、高パワーの加熱・電流駆動により、定常運転をめざした研究開発を行う。さらに、断面形状と電流分布制御によりトカマクの先進的研究を行う。また、高パワーのDD反応により発生するトカマクの除去・処理を行う。

論文

Passive heat removal by vessel cooling system of HTTR during no forced cooling accidents

國富 一彦; 中川 繁昭; 篠崎 正幸

Nucl. Eng. Des., 166(2), p.179 - 190, 1996/00

 被引用回数:19 パーセンタイル:16

現在、日本原子力研究所で建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口ガス温度950$$^{circ}$$Cの黒鉛減速、ヘリウム冷却型高温ガス炉である。2系統の独立した炉容器冷却設備(VCS)は、炉心の強制冷却が不可能となる減圧事故及び加圧事故に炉心を間接的に冷却する。VCSは、原子炉圧力容器の回りの水冷管パネルと冷却水の循環ループから構成される。冷却パネルは、常時90$$^{circ}$$C以下に保たれており、原子炉圧力容器をふく射及び対流により冷却するとともに、事故時に炉心から崩壊熱を除去する。本報は、VCSの詳細設計及び減圧事故及び加圧事故時のVCSの安全機能を示したものである。安全解析により、このような事故時にも、VCSによる冷却とHTTRの固有の安全特性により、燃料の温度上昇と核分裂生成物の放出が防止されることが明らかになった。さらに、このような事故時に万一、VCSの故障が仮定されたとしても、炉心は安全な状態に保たれ、また、原子炉圧力容器の健全性も維持されることが確認された。

報告書

PROF-DD; A code system for generation of multi-group double-differential form cross section library

森 貴正; 中川 正幸; 石黒 幸雄

JAERI-M 86-124, 57 Pages, 1986/08

JAERI-M-86-124.pdf:1.36MB

ENDF/B形式の評価済み核デ-タファイルを処理して、多群二重微分型断面積ライブラリ-を作成するコ-ドシステムPROF-DDを開発した。本コ-ドシステムは、MCFILEF,RESENDD,SPINPTF,PROF-DDXおよびDDXLIBMKの5ステップから構成されている。本コ-ドシステムを使用することにより簡便に多群二重微分型断面積ライブラリ-を作成する事ができる。また作図による比較を行なう事が出きる。作成されたライブラリ-は、モンテカルロコ-ドMORSE-DD、一次元および二次元Snコ-ドANISN-DDとDOT-DDを用いる事によリ、核融合炉ニュ-トロニクス解析に使用する事ができる。本報は、PROF-DDコ-ドシステムのユ-ザ-マニュアルとして作成された。

論文

Neutron field characteristics in concrete cavity having a D-T neutron source

大山 幸夫; 池田 裕二郎; 森 貴正; 中川 正幸; 中村 知夫

Transactions of the American Nuclear Society, 52, p.112 - 113, 1986/00

中心に14MeVの中性子源をもつコンクリートキャビティ内での中性子場特性を調べた。コンクリートキャビティは核融合炉の第1壁で囲まれたキャビティを模擬しており、キャビティ壁面内に設置した核融合ブランケット模擬実験体系を用いた実験の解析に、これらの中性子場特性は非常に重要である。実験はTOF法によりターゲットからの直接中性子のスペクトル、またシャドウーバーとNE213のアンフォールディング法を用いてキャビティ内での反射中性子成分が調べられた。また放射化箔法によってターゲット周りの中性子放出角分布および空間分布が調べられた。これらの実験結果はモンテカルロコードMORSE-DDを用いた詳細な解析およびモデリングの妥当性の検討に用いられ、その結果、高エネルギー領域では非常によく実験結果を再現するような評価が可能となった。

報告書

U.S./JAERI Fusion Neutronics Calculational Benchmarks for Nuclear Data and Codes Intercomparison

中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; M.Z.Youssef*; J.Jung*; M.E.Sawan*

JAERI-M 85-201, 281 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-201.pdf:7.19MB

原研と米国間で進行中の核融合ブランケットにおけるニュートロニクスの協同研究の一部として、計算ベンチマークを行い、その結果の相互比較を行った。本レポートはそのまとめであり、UCLAで編集したものである。このベンチマーク計算の目的は、日米双方がFUSの実験解析に用いる核データと輸送コードを使って四つの問題を解き、それらを比較することによって、実験解析の結果生じる不一致を解釈するのに役立てる。また、核データの違いに起因する不確かさの範囲を評価する点でも有用である。

報告書

二重微分型断面積を用いたMORSE-DDコードのベンチマークテスト

中川 正幸; 森 貴正; 石黒 幸雄

JAERI-M 85-009, 55 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-009.pdf:1.32MB

核融合炉ブランケットのニュートロニクスを精度良く計算するために、これまで二重微分型断面積を作成するコードと、それを用いるモンテカルロコードMORSE-DDを開発した。これらのコードの妥当性を検証するために行った種々のベンチマークテストの結果をまとめたのが本報告書である。対象としては、ローレンス・リバモア研究所で行われた各種の中性子スペクトル実験、FNSでの酸化リチウムからの角度中性子スペクトル実験及び仮想的な体系での計算法の比較が主なものである。核データは主としてENDEF/B4を用い部分的にJENDL-3PR1を使用した。このテストの結果、本手法は従来のルジャンドル展開法に比べ高精度であること、より厳密な連続エネルギーモンテカルロ法とほぼ同じ精度であることが明らかとなると共に核データに関しても種々の評価が行えた。

報告書

SLAROM:A code for cell homogenization calculation of fast reactor

中川 正幸; 土橋 敬一郎

JAERI 1294, 82 Pages, 1984/12

JAERI-1294.pdf:3.12MB

高速炉用格子均質化コードSLAROMの改訂版を作成した。本報告には、SLAROMの中で用いられている計算手法、入力データとジョブ制御文の説明、コードの構成、ファイル使用法及び例題について述べられている。本コードは断面積ライブラリーとして、JFS2又はJF3型炉定数セットを用いる。多群積分型輸送方程式は、衝突確率法によって解かれ、セル固有値、セル内中性子束分布及び中性子スペクトルが得られる。これを重みとしてセル平均巨視及び微視実効断面積を計算し、PDSファイルに保存する。非等方拡散係数もBenoiskのの式に基づき求められる。またセル内反応率分布、炉心の一次元拡散計算を行う機能も有しており、断面積の縮約に用いられる。衝突確率は14種類の幾何形状につり求めることが出来、スーパーセル内計算も可能である。

報告書

MORSE-DD:A Monte Carlo Code Using Multi-group Double Differential Form Cross Sections

中川 正幸; 森 貴正

JAERI-M 84-126, 74 Pages, 1984/07

JAERI-M-84-126.pdf:1.38MB

モンテカルロコードMORSE-CGの改良版として開発したMORSE-DDコードに関する報告である。このコードは主に、強い非等方散乱を扱う核融合炉ニュートロニクスの計算のために作成した。断面積としては、従来Pe法に代って、二重微分型断面積ライブラリーを用いる。これによって、より精度の高い中性子輸送計算が行える上に負の中性子束やray effectの様な問題が解決される。また、本コードには新しい評価法や、外部中性子源発生リーチンが組み込まれている。

報告書

高速炉の核特性解析用コードシステム

中川 正幸; 阿部 純一*; 佐藤 君英*

JAERI-M 83-066, 74 Pages, 1983/04

JAERI-M-83-066.pdf:1.76MB

高速炉の核特性解析に汎用されるコードをシステム化し、使用効率を高め、エラーを少くするように工夫した。システムに含まれる主なコードは、実効断面積計算用として、EXPANDA-G,SLAROM,ESELEM5を用い、ここで作成した断面積は全て統一された形式で、PDSファイルに記憶される。核計算コードは、CITATION-FBR,ANISN-JR,TWOTRAN2.MORSE,CIPER,SNPERT,PHENIX,3DBであるが、これらを継ぐインターフェイスプログラムとしてJOINTコードが開発された。その他にサービスプログラムと、ユーティリティプログラムがシステムに含まれる。これらを組合せて用いることにより、高速炉の殆どの核特性量が計算可能となった。

論文

Double heterogeneity effect of fuel pin and subassembly in a fast power reactor

中川 正幸; 井上 英明*

Nuclear Science and Engineering, 53(2), p.214 - 228, 1983/00

原型炉クラスの高速炉において、燃料ピンとサブアッセンブリーの二重非均質性が、各種核特性に及ぼす効果を定量的に研究した。幾何形状に対しては、燃料ピンをスミアするモデルで充分精度が良いことを示した。また共鳴遮蔽因子に対しては、クラスター系での非物質効果を取りいれる方法を提案し、これによる計算結果を示した。非均質効果の大きさは、keffに対し0.5%、Naボイド反応度に対して26%、ドップラー反応度に対し7%、そして反応率分布に対しても重要であることを示した。

報告書

Burn Up Calculation Applied to the NEACRP Fast Breeder Benchmark; Appendix: Tables of 70 and 25 Group Cross Sections for Actinide and F.P.

中川 正幸; 吉田 弘幸

JAERI-M 9743, 128 Pages, 1981/10

JAERI-M-9743.pdf:4.67MB

NEACRPで提案されたベンチマーク用高速増殖炉の燃焼特性の計算を行った。この炉心を対象とした初期炉心の核種核特性の国際比較は先に行われ、最終報告書がANLから出版された。今回は、アクチナイドとF.P.核種の炉定数の比較を目的とした燃焼計算が提案された。今回の計算では、初期炉心、燃焼炉心共にJENDL-2を用いて行った。初期炉心に含まれる核種の実行断面積はESELEM5を用いて作成し、アクチナイドとF.P.は、PROF-G-GIIを用いて作った。燃焼計算は、PHENIXコードを用い、照射燃料の組成は、FPGS3により計算した。また、炉定数としてJENDL-2B-70セットを用いた計算も行い、fine group法とbroad group法による結果の差異について検討した。巻末にアクチナイドとF.P.核種の70群および25群炉定数を掲載した。

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