Estimation of continuous distribution of iterated fission probability using an artificial neural network with Monte Carlo-based training data

Tuya, D.; 長家 康展

Journal of Nuclear Engineering (Internet), 4(4), p.691 - 710, 2023/11

https://doi.org/10.3390/jne4040043

モンテカルロ中性子輸送計算手法は、固有値や積分中性子束などの様々な量を正確に評価するために用いられる。しかし、ある分布量を求める場合、モンテカルロ法では連続的な分布が得られないのが一般的である。近年、モンテカルロ法で連続分布を得るために、関数展開法やカーネル密度推定法が開発されている。本論文では、モンテカルロ法によって得られた訓練データと人工ニューラルネットワーク(ANN)モデルを用いたある物理量に対する連続分布の推定手法を提案する。概念実証として、2つの核分裂体系における反復核分裂確率(IFP)の連続分布をANNモデルにより推定した。ANNモデルによるIFP分布を、元のデータセット及びPARTISNコードで得られた随伴角中性子束と比較した。比較の結果、一致や不一致の程度はさまざまであったが、ANNモデルはIFP分布の一般的な傾向を学習することを確認した。

Chemical reaction kinetics dataset of Cs-I-B-Mo-O-H system for evaluation of fission product chemistry under LWR severe accident conditions

宮原 直哉; 三輪 周平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1544939

軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。

Fission rate ratios of FCA-IX assemblies as integral experiment for assessment of TRU's fission cross sections

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

EPJ Web of Conferences, 111, p.07002_1 - 07002_5, 2016/03

https://doi.org/10.1051/epjconf/201611107002

高速炉臨界実験装置FCAでは、1980年代に7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)において、7つのTRU核種( Np, Pu, Pu, Am, Am, Cm and Pu)に関する核分裂率比が測定された。FCA-IX炉心では、燃料領域が燃料及び希釈材の単純な組合せにより構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。FCA-IX炉心に関しては、近年、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、これらの核分裂率比に関するベンチマークモデルが整備された。本研究では、本ベンチマークモデルの適用例として、モンテカルロ計算コードによるJENDL-4.0の積分評価を実施した。解析値と実験値に有意な差異が示され、TRU核種の核分裂断面積の評価・改善に期待できることが分かった。

Influence of uranium enrichment on the etching rate of polycarbonate fission track detector containing uranium particles

Lee, C. G.; 井口 一成; 江坂 文孝; 間柄 正明; 桜井 聡; 渡部 和男; 臼田 重和

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 245(2), p.440 - 444, 2006/04

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2005.11.002

保障措置環境試料中の極微細ウラン粒子の検出法として有効なフィッショントラック(FT)法では、ウラン粒子の検出効率は検出器の化学エッチング条件に大きく依存する。本研究では、核分裂性粒子含有FT検出器のエッチング挙動を調べる目的で、ウラン粒子を閉じこめたポリカーボネート製FT検出器を作製し、エッチング速度に対するウラン濃縮度の影響を調べた。エッチング速度は、エッチングによる検出器の重量変化から評価した。全体に、検出器の重量変化はウラン粒子の濃縮度に大きく依存し、高濃縮度のウラン粒子を含む検出器ほど重量減少は大きい。検出器の重量減少の挙動から、エッチング速度が異なる二つ領域の存在が明らかになった。エッチング初期の非線形挙動は、すべての検出器において飛跡が最初に現れるエッチング時間が非線形領域内にあることから、おもに飛跡の出現によると考えられる。その後の直線的な挙動は、出現した飛跡の拡大に対応している。また、粒子1個あたりに換算したエッチング速度は(濃縮度)に比例することがわかった。このような飛跡のエッチング挙動とウラン粒子の濃縮度との相関を利用することにより高濃縮度のウラン粒子だけを優先的に検出可能であることが示唆された。

Benchmark experiments for absorbed dose in a slab phantom for several tens MeV neutrons at the TIARA facility

中根 佳弘; 坂本 幸夫

Proceedings of 5th Specialists' Meeting on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-5), p.241 - 252, 2000/00

加速器施設の放射線安全設計に用いられる粒子輸送計算コードについて、線量評価の精度検証に適した実験値は極めて少なく、実験的な検証がほとんど行われていない現状にある。本研究では中高エネルギー中性子に対する線量評価の精度検証に有用な実験値を取得することを目的に、TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射による平板ファントム内吸収線量分布を測定し、粒子輸送計算コードによる解析結果と比較した。また中性子束の計算精度を確認するため、U核分裂反応率分布も測定し、解析値と比較した。その結果、ファントムの最も深い位置で核分裂反応率及び吸収線量値は実験と比べて最大で33%及び18%の過大となったものの、そのほかではおおむね16%及び10%以内で実験値を再現できることを明らかにし、得られた実権値がベンチマーク問題として有用であることを示した。

In-Vessel neutron monitor using micro fission chambers for ITER

西谷 健夫; 海老沢 克之*; C.Walker*; 北 好夫*; 河西 敏; L.C.Johnson*

Proc. of Int. Workshop on Diagnostics for Experimental Fusion Reactors, p.491 - 500, 1998/00

従来のトカマクでは、真空容器外に置いた中性子モニターによって、全中性子発生量を測定しているが、ITERでは、ブランケットと真空容器の遮蔽効果のため、その方式では十分な精度で測定することはできない。そこで真空容器内に小型の核分裂計数管(マイクロフィッションチェンバー)を使用した、中性子モニターの設計を行った。中性子検出器を真空容器内に設置した場合、プラズマとその距離が近いので、プラズマの位置変動により、全中性子発生量に測定誤差が生じる恐れがある。そこで数本のマイクロフィッションチェンバーをプラズマをとり囲むように配置することによって位置変動によらず全中性子発生量を高精度で測定できることをモンテカルロ計算により示した。

Modified conversion ratio measurement in light water-moderated UO lattices

中島 健; 赤井 昌紀

Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03

https://doi.org/10.13182/NT96-A35217

種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO燃料格子の修正転換比(MCR:U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積したNpとCeの線スペクトルを非破壊的に測定し、U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.4770.014(Vm/Vf=1.50)、0.4340.013(1.83)、0.3830.011(2.48)及び0.3560.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。

Bulk shielding experiment on a large SS316/water assembly bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 和田 政行*; 前川 洋

JAERI-Research 95-017, 71 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-017.pdf:3.09MB

94ITER/EDAのタスクとして、SS316/水複合系に対するバルク遮蔽実験を行った。この実験の目的は、D-T中性子に対するSS316/水遮蔽体の遮蔽性能に関する実験データを取得し、最終的に遮蔽設計裕度を導出することである。実験体系のテスト領域は、SS316と水の層状構造で、直径1200mm、厚さ1372mmの円筒形状をしている。i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)線スペクトル、v)線発熱率のデータを体系表面から体系内914mmの深さまで測定した。追加遮蔽体を付加することにより、914mmの深さでも実験室の壁反射バックグラウンドの影響の小さい実験データを取得することができた。以前に行ったSS316バルク遮蔽実験結果との比較から、SS316中の水の遮蔽性能に及ぼす効果を調べた。実験解析は、別に第2部で述べられている。

Measurements and analyses of the ratio of U captures to U fission in low-enriched UO tight lattices

中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11

https://doi.org/10.3327/jnst.31.1160

U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。

高温高圧ガスループ中のヨウ素沈着分布

松本 実喜夫; 遠藤 泰一; 伊藤 治彦; 板橋 行夫; 猿田 徹; 横内 猪一郎; 安藤 弘栄

JAERI-M 92-212, 62 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-212.pdf:2.09MB

高温ガス冷却炉(HTGRs)の設計及び安全解析において、燃料から放出する核分裂生成物(FP)の1次冷却系への沈着・離脱挙動を把握することは重要である。JMTRでは、高温工学試験研究炉(HTTR)用燃料照射研究に用いている高温ガス冷却ループ照射装置(OGL-1)の1次冷却系に沈着するFP分布測定を原子炉運転中及び停止後にわたって行ってきた。その結果、ヨウ素の沈着が温度上昇に対して指数関数的に減少すること、表面が冷却されている2基の再生熱交換器に系内全ヨウ素の60%が沈着することを明らかにした。また、燃料照射温度が1500Cの場合、ヨウ素放出率は1300Cの約100倍になることを確認した。更に、本報では、原子炉運転中と停止後によるFP沈着・離脱に係る系内ヨウ素分布の変化について報告する。