Molecular dynamics analysis of reactor graphite for preparing thermal neutron scattering law

沖田 将一朗; 後藤 実

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

The recently released JENDL-5 and ENDF/B-VIII.0 have adopted porosity-dependent thermal neutron scattering law (TSL) data for reactor graphite, and they improve neutronic calculation accuracy of criticality for graphite-moderated cores. Currently, we can only handle neutronic calculations for three graphite porosities of 0%, 10%, and 30%. The uncertainties associated with the difference between the porosity of actual reactor graphite (20%) and the porosity remains. Toward the future update of JENDL-5, we are planning to preparing new TSL data of reactor graphite. As a first step, it is essential to evalute phonon density state distribution of reactor graphite. In this study, in order to evalute it, molecular dynamic (MD) analysis is performed for three MD models: ideal crystalline graphite (Ideal model), 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore (Monoatomic random model), and 20%-porous reactor graphite with atomic cluster random pore (Cluster random model). The ideal crystalline graphite is modeled without any pores for reference. The 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore is modeled by randomly removing atoms from the ideal crystalline graphite. The 20%-porous reactor graphite with cluster random pore is modeled by randomly removing atomic clusters of approximately 2 nm in diameter from the ideal crystalline graphite. Their interatomic interactions are on the basis of Reactive Empirical Bond Order (REBO) potential. Velocity autocorrelation functions and phonon density of states distributions are calculated for these models. For validation, specific heat for each model is evaluated, and they are compred with experimental values.

Nuclear data processing code FRENDY; A Verification with HTTR criticality benchmark experiments

藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108270

Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.

Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1299644

FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種(Np, Pu, Pu, Pu, Am, Am, Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、Cm対Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場におけるPu対Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。

Benchmark experiments of thermal neutron and capture -ray distributions in concrete using Cf

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 151(2), p.251 - 259, 2005/10

https://doi.org/10.13182/NSE05-A2544

近年、経済的な観点から加速器などの遮蔽設計にますます厳密さが求められている。また、放射性廃棄物の区分を円滑に進めるために放射化物の強度分布を正確に評価する必要がある。そのためには重遮蔽における中性子及び捕獲線分布を精度よく評価する必要がある。そこで、最近公開された核データと従来より使用されている核データライブラリーを用いて熱領域で大きく異なる2種類の郡構造を持つ断面積データを作成し、SN法による比較計算を実施した。また、コンクリート内での熱中性子分布測定結果及び線線量分布測定結果と比較することにより計算手法の確認を行った。

Proposal of new U nuclear data to improve k biases on U enrichment and temperature for low enriched uranium fueled lattices moderated by light water

Wu, H.; 奥村 啓介; 柴田 恵一

JAERI-Research 2005-013, 31 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-013.pdf:3.29MB

本研究では、低濃縮ウラン燃料体系におけるk過小評価の濃縮度依存性について検討した。ベンチマークテストは、プレリミナリ版のENDF/B-VIIとCENDL-3.1のウラン断面積を含むさまざまな評価済み核データファイルを使用して行った。また、微濃縮体系で最近のJENDLやENDF/Bのウラン断面積評価にみられる温度上昇に伴うkの過小評価についても検討を行った。UとUの核データの書き換え解析を通して、上記の両問題を解決する新しいU核データ評価を提案する。新しい評価データのテストは、ICSBEPハンドブックの低濃縮または高濃縮の金属または溶液燃料を含む多様なウラン燃料体系で実施した。その結果、提案する新しいUとプレリミナリ版のENDF/B-VIIのUのデータを組合せると、多くのベンチマーク問題に非常に良い結果を与えることが判明した。

最新の評価済み核データに基づくMVP中性子断面積ライブラリーの作成

森 貴正; 長家 康展; 奥村 啓介; 金子 邦男*

JAERI-Data/Code 2004-011, 119 Pages, 2004/07

JAERI-Data-Code-2004-011.pdf:5.93MB

ENDF形式で表現された評価済み核データファイルを処理して、連続エネルギーモンテカルロコードMVPの中性子断面積ライブラリーを作成するコードシステムLICEMの第2版を開発した。本コードシステムは最新のENDF-6形式の核データを処理することができ、MVPコードの任意温度計算機能に対応したMVPライブラリーの作成機能を有している。本コードシステムを用いて、世界3大評価済み核データファイル(JENDL, ENDF/B, JEFF)の最新ファイルを処理して、MVP中性子断面積ライブラリーを作成した。本報告には、MVP中性子断面積ライブラリーの形式,ライブラリー作成コードシステム及びその使用法と作成されたMVP中性子断面積ライブラリーについて記述されている。

Analysis of VENUS-2 MOX core measurements with a Monte Carlo code MVP

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正

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

連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いてVENUS-2 MOX炉心における測定実験解析を行った。VENUS-2炉心は十字型の炉心で、3つの炉心領域から構成されている。中央は3.3% UO,周辺部内側領域は4.0% UO,周辺外側領域にMOX燃料が装荷されている。計算体系ではこの炉心を忠実に模擬し、2億ヒストリーの計算を行った。用いた核データライブラリーはJENDL-3.2とENDF/B-VI release 5である。その結果得られたC/E値はそれぞれのライブラリーに対して1.00500,0.99793でよく実験値と一致したが、JENDL-3.2では若干過大評価することがわかった。燃料ピン出力分布では中央部の3.3% UO燃料領域で実験値を過小評価し、周辺外側領域のMOX燃料で過大評価する傾向が見られ、ライブラリー依存性はないことがわかった。

Critical and subcritical masses of curium-245, -246 and -247 calculated with a combination of MCNP4A code and JENDL-3.2 library

奥野 浩; 川崎 弘光*

JAERI-Research 2000-040, 44 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-040.pdf:1.87MB

キュリウム同位体3核種(Cm,Cm及びCm)の臨界質量を日本の評価済核データライブラリのJENDL-3.2と連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP4Aとを用いて算出した。中性子増倍率k=0.9及び0.8に対する質量も同様な方法で算出した。30cm厚さのステンレス鋼を反射体とするCm金属及びCmO-HOの未臨界質量(k=0.9に対応)は、それぞれ25.2及び41.8kgと計算された。Cmの最小臨界質量として、微粒状Cm金属と水の均質混合球状体系で十分な厚さの水反射体に囲まれた場合に65.6gとの結果を得た。Cmの対応量は2.19kgと求められた。参考までにCmCm及びCmの裸の金属体系で、評価済核データライブラリをJENDL-3.2からENDF/B-VIに置き換えて臨界質量を計算したところ、対応量はそれぞれ23%,45%及び2%だけ小さくなり、核データライブラリの依存性が大きいことがわかった。本報告書は、米国原子力学会基準ANSI/ANS-8.15(特別なアクチニド核種の臨界管理)改訂のため準備した。

An Adjusted Cross Section Library for DFBR

Peter, J. Collins

PNC TN9410 97-034, 35 Pages, 1997/04

PNC-TN9410-97-034.pdf:1.07MB

大洗工学センターの基盤技術開発部炉心技術開発室に滞在している間、私は高速増殖実証炉(DFBR)のために炉定数ライブラリを行うプロジェクトに参加した。このライブラリは、核断面積(微分データ)を高速炉に関する実験(積分データ)と結びつけ、DFBRの設計に充分な精度を確保しようとするものである。私は、USDOEとPNCの協定の基づきZPPR装置において実施された大型高速炉心臨界実験JUPITERの企画とそのデータ利用に関して豊富な経験を有している。大洗での私の役割は主に、過去にロスアラモス国立研究所(LANL)で実施された非常に硬いスペクトルでの高速炉臨界実験を実験データベースに加えることであった。これらの実験炉心に関するデータは本報告書に記載されている。我々はANL-Westで、動燃のABLEコードと同じ機能を持つGMADJコードを使って行った研究により、現在のDFBRが対象としている伝統的なMOX炉心だけではなく、このプロジェクトではより多くの実験を用いる必要があることを明らかにした。動燃ではこの点への認識がこれまで為されていなかったので、本報告書で議論している。LANLで行われた高速スペクトルの臨界実験データは、私が収集した誤差評価に関する情報とともにまとめた。これらの実験の最大の目的は臨界性データを得ることであったので、炉定数調整で必要となる誤差の相関(共分散)情報は報告されていないが、実験誤差の最大の要因は燃料組成誤差であることが分かっている。このLANL実験は、米国でENDF/Bライブラリの各バージョンを開発する際には、その積分テストに重要な役割を果たしてきた。DFBRのための炉定数開発に対しては、これらのLANLデータは、通常の軟らかいスペクトルを持つLMFBRでは得られないMeV領域の情報を提供できる。

Effect of transplutonium nuclides on burnup reactivity changes in HCLWRs

高野 秀機; 秋江 拓志

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.501 - 502, 1987/06

https://doi.org/10.3327/jnst.24.501

高転換軽水炉の燃焼特性解析において核分裂生成核種とアクチノイド核種は重要な振る舞いをする。ここでは、AmやCmのようなトランスプルトニウム核種の燃焼反応度損失への影響が調べられる。燃焼計算はHCPWRの代表的な格子セルに対して行い、Am-241とAm-243が各々燃焼度60Gwd/t時で反応度に1.0と1.6%k影響することを明らかにした。さらに、AmやCm核種の核データの不確かさをJENDL-2,ENDF/B-IV,-VとJEF-1を用いて検討し、これら核データの不確かさが燃焼反応度へ及ぼす影響を調べた。