ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

https://doi.org/10.15669/pnst.6.225

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.

軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク解析結果の検討

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB

本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。

Update status of benchmark activity for reactor physics study of LWR next generation fuels

宇根崎 博信*; 奥村 啓介; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Transactions of the American Nuclear Society, 88, p.436 - 438, 2003/06

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UOあるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5wt.%といった現行軽水炉に対する規制を超える燃料のことを言う。これまでに12の機関がベンチマークに参加しており、異なるコードと核データライブラリを用いた格子燃焼計算結果の比較から、解析精度の現状と今後の検討課題が明らかにされた。

Benchmark results of burn-up calculation for LWR next generation fuels

奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UOあるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5%などといった現在の日本の燃料規制を超える核分裂性富化度を想定している。12の機関が異なるコードとデータを使用してベンチマーク問題の解析を行い、提出された結果を比較した。その結果、現在のデータと手法による解析精度の現状と今後検討すべき課題が明らかとなった。

軽水炉次世代燃料の炉物理に関するベンチマーク問題の提案及び解析結果

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB

日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。

TORT solutions with FNSUNCL3 on 3D radiation transport benchmarks for simple geometries with void region

今野 力

Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, p.1755 - 1764, 1999/09

決定論的手法による3次元放射線輸送計算コードを用いたボイドのある体系での中性子束の計算精度を調べるために、ボイドがある単純配置に対する3次元放射線輸送ベンチマーク問題が小林によって提案されている。このベンチマーク問題を原研FNSで新たに整備した3次元SnコードTORT用の一回衝突線源計算コードFNSUNCL3及びTORT3.2を用いて計算した。比較のためにモンテカルロコードMCNP4B2を用いた計算も行った。その結果、FNSUNCL3で計算した一回衝突線源を使ったTORT計算結果にはレイエフェトクがあらわれず、小林の解析解、MCNP計算とも10%以内で一致し、FNSUNCL3コードの妥当性を明らかにすることができた。

OECD/NEA burnup credit criticality benchmark; Result of phase IIA

高野 誠; 奥野 浩

JAERI-Research 96-003, 170 Pages, 1996/02

JAERI-Research-96-003.pdf:5.24MB

この報告書は、経済開発機構原子力機関で実施された燃焼度クレジットの臨界ベンチマーク問題フェーズIIAの最終結果を示したものである。フェーズIIAのベンチマーク問題では、加圧水型原子炉使用済燃料の軸方向燃焼分布が臨界性に与える効果(端部効果)を検討した。燃焼度10、30及び50GWd/tにおける軸方向分布を考慮した。10ヶ国、18機関から合計22の結果が提出された。参加者の中性子増倍率は、1.0%kの幅で広がっていた。しかし、より厳密な比較を行った後では、この幅は0.5%kに縮まった。30GWd/tまでの照射では端部効果は1.0%k未満であった。しかし50GWd/tの場合では、この効果はアクチノイドとFPを両方考慮したときには4.0%kを超え、またアクチノイドのみでは1.0%k未満にとどまった。核分裂密度のデータは、燃焼燃料系の臨界安全解析における端部領域が持つ重要性を示した。

OECD/NEA burnup credit criticality benchmark; Result of phase-1A

高野 誠

JAERI-M 94-003, 145 Pages, 1994/01

JAERI-M-94-003.pdf:3.82MB

本報は、OECD/NEAで行われた燃焼度クレジット臨界ベンチマーク計算フェーズ1Aに対する各国の最終結果をとりまとめたものである。使用済燃料棒中の核種として、主要アクチニド7核種、主要核分裂生成物(FP)15核種を使用した。燃焼度が、30GWd/tのとき、燃焼による反応度損失の約50%以上を主要アクチニドが、さらに30%以上を主要FPが分担していることが示された。また、主要アクチニドに比べ主要FPによる反応度損失の評価に対する参加者間の偏差が大きく、これはFP断面積の不確実性が比較的大きいことを示唆していることがわかった。

Benchmark calculation for deep penetration problem of 14MeV neutrons in iron

森 貴正; 中川 正幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1061 - 1073, 1992/11

https://doi.org/10.3327/jnst.29.1061

厚さ3mの鉄平板体系中の14MeV中性子深層透過計算ベンチマークをJENDL-3およびENDF/B-IVとベクトル化連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。さらに多群計算も行い結果を比較した。鉄平板中のいくつかの位置における中性子スペクトルと平均断面積の参照解が得られた。これらはMVPコードによる高速計算によって高い統計精度で評価できた。JENDL-3とENDF/B-IVの比較では共鳴領域の中性子束に最大1桁の差異がみられた。295群および125群のJSSTDL/J3ライブラリーによる多群計算は断面積の谷でのストリーミング効果を過小評価し、その結果3mの位置では24keV以上の中性子束に対して連続エネルギー法と比較して2桁以上の過小評価となった。平均断面積の空間依存性を考慮することによってこの過小評価は約1桁まで減少した。しかし、多群法によってストリーミング効果を正確に評価するのはかなり困難であることが明らかになった。

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよびXeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。