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小川 達彦; 佐藤 達彦; 橋本 慎太郎; 仁井田 浩二*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo (SNA & MC 2013) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.04(Computer Science, Interdisciplinary Applications)統計マルチフラグメンテーションモデルを新たに組み込んだPHITS(PHITS-SMM)を用いて、相対論的エネルギーでの重イオン入射や陽子入射によるフラグメント生成断面積を計算した。過去の実験値との比較によると、PHITS-SMMはPHITSに比べて、
Pb(
C,x)反応のフラグメント生成断面積を最大で二桁程度精度よく予測できることが判明した。さらに、
Fe(p,x)や
Pb(p,x)への陽子入射反応に対しても、PHITS-SMMはPHITSが過小評価していた軽いフラグメント生成断面積を数倍高い精度で予測できることが判明した。これは従来のPHITSがJQMD
GEMというモデルの組合せで反応を計算していたため、JQMDの後に残った核は質量を失いにくく、一方でPHITS-SMMのJQMDSMMGEMという組合せでは、SMMの段階で質量が大きく変化する反応が可能になり、特に軽いフラグメントの生成が可能になったことが理由であると考えられる。従来、統計マルチフラグメンテーションモデルは重元素(Au,Pb等)への重イオン入射反応に対して考案されたものだが、それが陽子入射反応や中重元素である鉄に対しても有効であり、統計マルチフラグメンテーションモデルの実装によりフラグメントの生成量予測を高精度化できることを本研究は初めて示した。
-ray production小川 達彦; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦; 仁井田 浩二*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo (SNA & MC 2013) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/06
励起した原子核の脱励起を再現するモデルEBITEM(ENSDF-Based Isomeric Transition/isomEr production Model)を開発し、汎用放射線輸送計算コードPHITSに実装した。EBITEMは原子核構造データファイル(ENSDF)とそれを補足する理論式に準拠して、励起した核の脱励起反応を再現するモデルであり、核内カスケード反応や中性子捕獲反応などを経た核が放出する即発線や、準安定核の生成を計算させることができる。現行のPHITSは準安定核の生成を計算することはできず、また即発線スペクトルも物理的な過程を考慮しないモデルで計算されているため、EBITEMはそれらを改善できる。EBITEMを実装したPHITS(PHITS-EBITEM)は、中性子捕獲反応については数10%の範囲内で即発線スペクトルや準安定核生成の文献値を再現することができた。また核破砕反応については、過小評価される傾向にはあるものの準安定核の生成は計算値と文献値が3倍以内で一致した。EBITEMの実装により、検出器性能評価や即発線を含む遮蔽計算、準安定核を含む放射性残留核計算などをPHITSにより高い精度で行うことができる。
三澤 丈治; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 岡 芳明*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo (SNA & MC 2013) (CD-ROM), 2 Pages, 2013/10
Since the supercritical fluids have a special feature regarding thermo-physical properties of fluid density, thermal conductivity, specific heat and so on, it is difficult to predict thermal-hydraulic characteristics of the supercritical fluids by the conventional analysis methods. Therefore, in order to perform the thermal design of supercritical water reactors (SCWRs), development of a numerical analysis method which can clarify thermal-hydraulics of supercritical fluids precisely is important. Japan Atomic Energy Agency has developed a numerical analysis method which can predict the thermo-fluid properties of the supercritical fluids correctly and preform the thermal design of the SCWR. To confirm adequacy of the numerical predictions by a newly developed analysis method, a large scale simulation was carried out. This paper describes the predicted results of thermal-hydraulic characteristics in the simplified fuel bundle of the SCWR.
