Benchmarks of depletion and decay heat calculation between MENDEL and MARBLE

横山 賢治; Lahaye, S.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.109 - 116, 2020/10

CEAと原子力機構(JAEA)は、共同研究の枠組みで燃焼・崩壊熱計算のベンチマークを進めている。両機関は核燃料サイクルの分野で着目すべき物理量を計算するのに必要な解析システム(CEAのMENDEL、JAEAのMARBLE)を独立に開発している。両者の結果を比較することで各々のシステムの検証に資することが本ベンチマークの目的である。MENDELは燃焼方程式を解く方法としていくつかの解法を備えている。照射計算に対しては、ルンゲクッタ法やチェビシェフ有理関数近似法(CRAM)を利用することができる。崩壊計算に対しては、解析的な解法も利用できる。MARBLEはクリロフ部分空間法やCRAMを利用することができる。このベンチマークの第1フェーズとして、Pu-239の高速中性子による核分裂後の崩壊熱と原子数密度の計算結果の比較を行った。この計算では、(1)JEFF-3.1.1、(2) JENDL/DDF-2015 + JENDL/FPY-2011、(3) ENDF/B-VII.1の3種類の核データライブラリを適用した。計算に必要な核データや燃焼チェーンは、これらの核データライブラリから、各々のシステムで独立して生成した。両システムの結果は互いにとてもよく一致することを確認した。また、この数値計算結果を実験値とも比較した。現在、ベンチマークの第2フェーズとして、ORLIBJ33で提供されている核データと燃焼チェーンを利用したMENDELとMARBLEの燃焼計算ベンチマークを行っている。なお、ORLIBJ33はJENDL-3.3に基づくORIGEN-2コードシステム用の断面積ライブラリである。このベンチマークでは、ORIGEN-2コードの計算結果とも比較する。ORLIBJ32, ORLIBJ33, ORLIBJ40を含むORLIBは特に日本では長年に亘って広く利用されており、ORLIBを使った比較はMENDLやMARBLEの性能を確認する上でも有効であると考えられる。

An Attempt for determining U/U ratio for a trace amount of uranium: Search for an extinct radionuclide Cm in the early solar system

Chai, J.; 宮本 ユタカ; 國分 陽子; 間柄 正明; 桜井 聡; 臼田 重和; 大浦 泰嗣*; 海老原 充*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 272(2), p.397 - 401, 2007/05

https://doi.org/10.1007/s10967-007-0535-0

Cm-247は半減期が1600万年で、代表的な消滅核種I-129とほぼ等しく、これらの核種が太陽系初期に隕石中に取り込まれるとすれば、その核合成過程であるr-プロセスが太陽系形成の直前まで継続して起こっていなければならない。このような消滅核種の太陽系形成時における存在度は、それらの核種を生成した核合成プロセスばかりでなく、太陽系形成プロセスを考えるうえで非常に大きな制約条件を与えるものと考えられる。Cm-247は壊変によりU-235になるので、ウランの同位体比(U-235/U-238)に変動を与える可能性がある。ウランに対してキュリウムが濃縮されている鉱物相を分離できれば、そこでのウランの同位体組成には変動が見いだされる可能性が大きい。そこで、二重収束型ICP-MSを用いてウランの同位体比を高精度で測定することとした。その結果、ウランの同位体比,ウラン及び希土類元素の定量値のデータから、太陽系初期におけるCm-247の存在度はU-235に対して0.003以下であった。

Note on the variation of isotopic abundance ratios of metallic lithium during vacuum evaporation-condensation process

篠原 伸夫; 岡本 浩一*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 362, p.114 - 116, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(95)00307-X

原子炉中の中性子束測定に用いられるリチウムターゲットは蒸着法によって作製されるが、この際にLiとLiの蒸着挙動には差があることが知られている。しかしターゲット作製後にリチウムの同位体組成が分析されることはまれであり、天然組成として実験に供されているのが現状である。核データの評価では、データの収集、解析、理論との照合に重点が置かれ、実験試料の純度や組成についてはこれまで重要視されていなかった。本研究では、蒸着法によって調整したリチウムターゲットの同位体組成変化を、蒸着時間の関数として定量的に明らかにした。すなわち、リチウムの同位体組成変化はRayleighの蒸留式で説明でき、最大で8%の組成変化が起こっていることがわかった。

Pu肺モニタ測定データの解釈に必要なX/比と平均実効エネルギーの決定

城谷 孝

JAERI-M 9133, 21 Pages, 1980/10

JAERI-M-9133.pdf:0.66MB

肺に沈着したPu量を決定するためには、肺モニタによる外部計測で得られた測定データに対し、いくつかの補正が必要になる。その補正の中から、本報では、Puの同位体組成の相違に起因する計数率の変動を補正するために必要なPuのX/比の決定について、基本的事項から実際の測定法までを説明し、比例計測管とNal検出器を組合せた同時計数検出器が、緊急時の使用に便利であることを述べた。また、被爆線量の算定に必要なPuの平均実効エネルギーの推定法について、経験的な簡便法を述べた。