Processing of JENDL-5 photonuclear sublibrary

今野 力

JAEA-Conf 2023-001, p.143 - 146, 2024/02

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2023-001

MCNP6.2, PHITS3.27で使うことができる光核サブライブラリのACEファイルを作成できるようにNJOY2016.67を修正し、JENDL-5の光核サブライブラリのACEファイルを作成した。作成したライブラリを使って簡単なテスト計算を行い、作成したライブラリに問題がないことを確認した。

JENDL-5 benchmark test for shielding applications

今野 力; 太田 雅之*; 権 セロム*; 大西 世紀*; 山野 直樹*; 佐藤 聡*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1046 - 1069, 2023/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2164372

JENDL委員会Shielding積分テストWGの下で、遮蔽分野でのJENDL-5の妥当性が検証された。この検証では次の実験が選ばれた。JAEA/FNSでの体系内実験、大阪大学OKTAVIANでのTOF実験、ORNLでのJASPERナトリウム実験、NISTでの鉄実験、QST/TIARAでの遮蔽実験。これらの実験をMCNPと最新の核データライブラリ(JENDL-5, JENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3)を用いて解析した。その結果、JENDL-5はJENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3と同等かそれ以上に良いことがわかった。

Calculation of shutdown gamma distribution in the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦

Nuclear Engineering and Design, 396, p.111913_1 - 111913_9, 2022/09

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.111913

Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.

JMTR原子炉施設に残存する放射化汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-017, 113 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-017.pdf:6.17MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、放射化汚染物の推定放射能量を評価するため、核計算コード等を用いた放射化放射能量の評価を行った。この結果、総放射化放射能量は、9.310Bq (原子炉停止直後)、2.710Bq (21年後)、1.010Bq (40年後)、2.410Bq (100年後)となり、放射化放射能量の大きい構造物は、ベリリウム枠やベリリウム反射体要素、アルミニウム反射体要素、格子板、キャプセル照射装置などの圧力容器内の構造物で、材質はステンレス鋼やベリリウムなどであった。また、全放射化放射能量に対する核種の割合は、原子炉停止後40年あたりまではH-3の割合が高く、その後はNi-63が最も高くなった。参考に、得られた放射化放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、放射化汚染物の全重量に対する区分ごとの重量の割合は、原子炉停止から100年後にかけて、L1が0.30.4% (1013t)、L2が0.00.4% (014t)、L3が1.01.2% (3239t)、CLが98.098.7% (約3200t)となり、コンクリートなどのCLに区分されるものが全体の約9割以上を占めることがわかった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、二次汚染物の推定放射能量などの評価結果も加え、適切な処分方法に従った区分の評価を行う。

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.

Evaluation of tritium release into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1791760

ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出はBeの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。

Computation speeds and memory requirements of mesh-type ICRP reference computational phantoms in Geant4, MCNP6, and PHITS

Yeom, Y. S.*; Han, M. C.*; Choi, C.*; Han, H.*; Shin, B.*; 古田 琢哉; Kim, C. H.*

Health Physics, 116(5), p.664 - 676, 2019/05

https://doi.org/10.1097/HP.0000000000000999

国際放射線防護委員会(ICRP)のタスクグループ103により、メッシュ形状の線量評価用人体ファントム(MRCPs)の開発が進められている。この人体ファントムは、将来的には線量評価で用いる標準人体モデルとして採用される予定である。そこで、このMRCPファントムに対するベンチマーク計算を主なモンテカルロ粒子輸送計算コード(Geant4, MCNP6およびPHITS)で行った。様々な粒子およびエネルギーで外部および内部被ばくの計算を実施し、計算時間やメモリ使用量をコード間で比較した。また、ボクセルファントムに対する計算も行い、コード毎の異なるメッシュ表現による性能の違いについて調べた。MRCPのメモリ使用量はGeant4およびMCNP6で10GB程度であったのに対し、PHITSでは1.2GBと顕著に少なかった。また、計算時間に関してもGeant4およびMCNP6ではボクセルファントムに比べてMRCPの計算時間は長くなる傾向を示したが、PHITSでは同程度もしくは短縮する傾向を示した。

中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11

JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB

試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。

Monte Carlo uncertainty quantification of the effective delayed neutron fraction

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.539 - 547, 2018/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1416691

実効遅発中性子割合は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によっての核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析におけるの妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりもの感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対するの核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分はUの遅発中性子収率に起因することが分かった。

Investigation of uncertainty caused by random arrangement of coated fuel particles in HTTR criticality calculations

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

Annals of Nuclear Energy, 112, p.42 - 47, 2018/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.09.043

Coated fuel particle (CFP) is one of important factors attributing to the inherent safety feature of high temperature engineering test reactor (HTTR). However, the random arrangement of CFPs makes the simulation more complicated, becoming one of the factors affects the accuracy of the HTTR criticality calculations. In this study, an explicit random model for CFPs arrangement, namely realized random packing (RRP), was developed for the whole core of HTTR using a Monte-Carlo MCNP6 code. The effect of random placement of CFPs was investigated by making a comparison between the RRP and conventional uniform models. The results showed that the RRP model gave a lower excess reactivity than that of the uniform model, and the more number of fuel columns loading into the core, the greater the difference in excess reactivity between the RRP and uniform models. For example, the difference in excess reactivity increased from 0.07 to 0.17%k/k when the number of fuel column increased from 9 to 30. Regarding the control rods position prediction, the RRP showed the results, which were closer to experiment than the uniform model. In addition, the difference in control rods position between the RRP and uniform models also increases from 12 to 17 mm as increasing number of fuel columns from 19 to 30.