Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.02.035

MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation; Improvement of prediction accuracy for MA-related integral parameters based on cross-section adjustment technique

横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05

As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data", MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.

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)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。

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

https://doi.org/10.1016/j.nds.2014.04.092

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 values of Na and Cr.

核設計基本データベースの整備,14; JENDL-4.0に基づく高速炉核特性解析の総合評価

杉野 和輝; 石川 眞; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 長家 康展; 羽様 平; 千葉 豪*; 横山 賢治; 久語 輝彦

JAEA-Research 2012-013, 411 Pages, 2012/07

JAEA-Research-2012-013.pdf:18.72MB
JAEA-Research-2012-013-appendix(CD-ROM).zip:75.82MB

最新知見に基づいた高速炉の核設計精度の評価を行うため、国内で最新の評価済核データファイルJENDL-4.0を用いて、高速炉の種々の核特性にかかわる実験及び試験の解析を行った。具体的には、臨界実験装置としてZPPR, FCA, ZEBRA, BFS, MASURCA, LANLの超小型炉心、実機プラントとしてSEFOR,「常陽」,「もんじゅ」で行われた炉物理実験/試験及び照射試験にかかわる合計643特性を対象とした。解析においては、基本的に標準的な高速炉の核特性解析手法を採用し、最確評価となるように詳細な計算を行った。また、得られた解析結果について、実験誤差、解析モデルにかかわる誤差、核データに起因する誤差の観点から検討を行い、炉心間あるいは核特性間の整合性を総合的に評価した。さらに、これらの評価結果を活用して、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)で設計が進められている高速炉炉心の核特性予測精度の評価を行った。

JENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数UFLIB.J40及びJFS-3-J4.0の作成

杉野 和輝; 神 智之*; 羽様 平; 沼田 一幸*

JAEA-Data/Code 2011-017, 44 Pages, 2012/01

JAEA-Data-Code-2011-017.pdf:2.23MB

国内最新の評価済み核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットUFLIB.J40及びJFS-3-J4.0を作成した。UFLIB.J40については詳細群炉定数として70群, 73群, 175群, 900群構造のものを作成するとともに超微細群炉定数も用意した。また、JENDL-4.0における核分裂収率データ付与核種の拡張に合わせて、ランプ化FP断面積の核種数を拡張した。

次世代炉心解析システムMARBLEの開発

横山 賢治; 巽 雅洋*; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 羽様 平; 長家 康展; 千葉 豪; et al.

JAEA-Data/Code 2010-030, 148 Pages, 2011/03

JAEA-Data-Code-2010-030.pdf:3.23MB

高速炉核特性解析のための次世代炉心解析システムMARBLEを開発した。MARBLEは、これまでにJUPITER標準解析手法と呼ばれる高速炉詳細解析手法として開発されてきたJOINT-FR, SAGEP-FRと呼ばれる解析システム(従来システム)の後継である。MARBLEは従来システムと同等の解析機能を有する。これに加えて、燃焼を伴う高速炉実機の核特性解析に関する機能を向上させている。MARBLEの開発では、オブジェクト指向技術を採用した。この結果として、MARBLEは一定の入力を受けて出力を返すような独立した解析コードではなく、解析システムを構築するための部品の集まり(フレームワーク)となった。一方で、MARBLEは構築済みの解析システムを含んでおり、従来システムに相当する高速炉核特性解析システムSCHEME,高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSを利用することができる。

SLAROM-UF; Ultra fine group cell calculation code for fast reactor, version 20090113 (Translated document)

羽様 平; 千葉 豪; 佐藤 若英; 沼田 一幸*

JAEA-Review 2009-003, 59 Pages, 2009/05

JAEA-Review-2009-003.pdf:17.17MB

SLAROM-UFは高速炉用格子計算コードであり、詳細群計算と超微細群計算を組合せることにより実用的な計算時間で高精度な計算を実現する。詳細群計算は全エネルギー範囲に対して自己遮へいテーブルを用いて実効断面積を評価する。非均質体系では東稔の方法が適用できる。超微細群計算は52.5keV以下で共鳴構造をほぼ再現できる詳細群構造(約10万群)を有し、弾性散乱と吸収反応に特化した積分型減速方程式を解くことにより、効率的に厳密な中性子スペクトルを求め、実効断面積を得る。温度はユーザーにより任意に設定できる。超微細群計算で得られた実効断面積は詳細群計算に反映され、格子平均断面積が求められる。52.5keV以上に詳細な群構造を有する900群の詳細計算に超微細群計算を使用すれば全エネルギー範囲で連続エネルギーモンテカルロ法と同等の精度で実効断面積を得ることができる。SLAROM-UFは格子計算コードSLAROMの後継であり、その機能をすべて兼ね備えており、高速炉解析システムJOINT-FRで利用するためのインターフェースも装備されている。

Prediction accuracy improvement for neutronic characteristics of a fast reactor core by extended bias factor methods

久語 輝彦; 森 貴正; 横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 眞

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

拡張バイアス因子法、すなわちLC法とPE法の2手法を種々の核特性実験値を活用して、典型的な高速増殖炉の臨界性とナトリウムボイド反応度の予測精度評価に適用した。拡張バイアス因子法は従来バイアス因子法より効果的である。活用する実験の数が少ない場合は、PE法の持つ実験の組合せ方に自由度が多いという性質のために、PE法がLC法よりも効果的に働く。活用する実験値の数が十分多い場合は、その利点はほとんど影響しない。設計値に含まれる断面積起因誤差は、種々の核特性に関する約200個の実験値を活用することにより、そのほとんどが消滅した。臨界性については、設計値に含まれる全体の不確かさのうち、断面積起因誤差が大部分を占めているため、全体の不確かさも大きく低減した。ナトリウムボイド反応度については、設計値の不確かさのうち、断面積起因誤差が手法起因誤差より小さいため、全体の不確かさの低減は大きくない。

高速炉核特性に対する評価済み核データファイルのベンチマークテスト

千葉 豪; 岩井 武彦*; 沼田 一幸*; 羽様 平

JAEA-Research 2007-051, 52 Pages, 2007/07

JAEA-Research-2007-051.pdf:12.98MB

世界の最新の評価済み核データファイルJENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VIIの高速炉核特性に対するベンチマークテストを行った。計算の対象としたのは高速臨界集合体及び高速炉実機で得られた測定データである。その結果、ENDF/B-VIIの高速炉核特性予測精度が、その他の核データファイルと比較して良好であるという結論を得た。