DORT analyses of decay heat experiment on tungsten for ITER

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.961 - 965, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00522-1

ITERのダイバーターでのタングステンの崩壊熱の精度の良い評価がITERの安全性の大きな課題の一つになっている。タンクステンの崩壊熱の大半はW(n,)W反応でできる。Wが占め、タングステンの崩壊熱評価の精度は、W生成の評価精度によってその大部分が決まる。そこで、原研FNSで実施したITERを模擬した中性子場でのタングステン崩壊熱実験のうち12.6mm厚のタングステン中のW生成分布データをDORTコードで解析し、多群ライブラリーを用いたW生成評価計算の精度を調べた。多群ライブラリーはFENDL/E-1.1からNJOY,TRANSXコードで作成した。比較計算としてFENDL/E-1.1を用いたMCNP計算も行った。その結果、自己遮蔽補正をすればDORT計算でもMCNP計算と同程度の精度でW生成を評価できるものの、実験値を20%過小評価することがわかった。

Spatially dependent resonance self-shielding calculation method based on the equivalence theory in arbitrary heterogeneous systems

久語 輝彦; 金子 邦男*

Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.2113 - 2122, 1999/09

任意の非均質体系において、空間依存共鳴断面積の簡便な計算手法を提案した。本手法は非均質系の共鳴自己遮蔽計算における等価定理の概念を一般の体系に拡張したものであり、衝突確率が計算可能な任意の体系に対して適用できる。NEACRP(現NEANSC)の国際ベンチマーク問題「ガドリニア入り燃料棒を含むBWR小格子燃焼計算」の解析を実施し、本手法の有効性を示した。

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of neutron transport and related nuclear data of JENDL-3.1

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.745 - 752, 1995/00

中性子輸送計算コードとJENDL-3.1の核データの検証のために、D-T中性子源を用いて、銅に関するベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径629mm、厚さ608mmの銅平板で、D-T中性子源から200mmに設置された。数keV以上の中性子スペクトルとNb(n,2n)Nb,In,Au(n,)Au等の放射化反応率を14mmのNE213、小型の反跳陽子ガス比例計数管、放射化箔を用いて測定した。実験解析は、DOT3.5とMCNP-4で行い、核データセットはJENDL-3.1から作られたものを用いた。また、DOT3.5の場合は、群定数による自己遮蔽の影響も調べた。すべての計算は、測定された10MeV以上の中性子データと10%以内で一致した。自己遮蔽の影響は0.1MeV以下で現われ、その補正が不十分であることが明らかになった。また、10MeV以下の中性子データに関しては、実験と解析の間に30%以上の差があり、JENDL-3.1の銅のデータにまだ問題があると考えられる。

Optimization method of rod-type burnable poisons for nuclear designs of HTGRs

山下 清信

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09

https://doi.org/10.3327/jnst.31.979

ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N、棒半径r)を、実効増倍率(k)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はNとrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積a,N及び間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なNとの組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せのaとその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なNとの組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のkの変化を本方法により2%k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。

Neutron-photon multigroup cross sections for neutron energies up to 400MeV:HILO86R; Revision of HILO86 library

小手川 洋*; 中根 佳弘; 長谷川 明; 田中 俊一

JAERI-M 93-020, 25 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-020.pdf:0.62MB

代表的遮蔽材である、水、普通コンクリート、鉄、空気、グラファイト、ポリエチレン、重コンクリート、鉛、アルミニウム、土の10物質に対し、巨視的多群断面積ライブラリーHILO86Rを作成した。このライブラリーは、DLC-119/HILO86の改訂版であり、19.6MeV以下の断面積を、JENDL-3微視的断面積ライブラリーを処理して作った断面積と置き換えたものである。水、コンクリート、鉄中の、いくつかのエネルギー中性子線源による中性子のエネルギースペクトルと線量当量減衰率に対し、HILO86RとHILO,HILO86との間で比較を行った。その結果、19.6MeV以下の断面積の影響が、400MeV中性子線源に対する線量当量減衰率の場合において、無視できないことが示された。

減速材核種の質量の違いを考慮した主要共鳴核種の多群断面積

奥野 浩; 奥田 泰久*; 内藤 俶孝

JAERI-M 90-198, 76 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-198.pdf:1.7MB

臨界安全性評価コードシステムJACSの多群定数ライブラリーMGCLはボンダレンコの手法に基づいて作成されている。この手法で得られた多群断面積の誤差について検討するため、超多群中性子スペクトルで重み付けた多群断面積と比較する。計算は主要共鳴7核種(U,U,Pu,Pu,Pu,Pu,Fe)と散乱断面積一定の仮想的減速材3核種(質量数1,12,200)とからなる均質体系を対象として行われる。超多群中性子スペクトルの算出にはRABBLEコードを用いる。MGCLと比較すると、共鳴エネルギーの近傍で自己遮蔽因子に明白な差異が現れる。さらに、減速材質量数が1から増加するに従い、自己遮蔽因子は共鳴ピークでは小さく、また共鳴の裾では大きくなる様子が見られた。

リチウム・ガラス・シンチレータによるトリチウム生成率の測定法

山口 誠哉; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋

JAERI-M 85-086, 40 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-086.pdf:1.12MB

核融合炉中性子工学実験への適用を目的とし、Li、Liガラス・シンチレー夕を用い、Liによるトリチウム生成率を測定する方法を開発した。本方法の利点は、(1)感度が高いので、重照射を必要とせず、(2)オンラインで測定できることである。線パックグランドは、両シンチレータの波高分布を差し引くことにより除いた。差引の際に必要となる、両シンチレ一タの線検出効率比は、測定により決定した。Li(n,n'd)He反応等の競合反応の寄与については、運動学的解析による評価を行なった。また、自己遮蔽効果、および、粒子・トリトンの逃げの割合についても検討を加えた。本方法を、D-T中性子場に置いた核融合炉ブランケット模擬体系内におけるTPR分布測定に応用し、測定されたTPR分布を中性子輸送計算の結果と比較検討した結果、本方法が、核融合炉中性子工学実験において有効であることが実証された。

Experimental evaluation of reactor neutron spectrum in irradiation field; Practical applicability of multi-foil activation and of obtaining unique evaluated spectrum in thermal to intermediate energy region studied using critical facility

近藤 育朗; 桜井 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(6), p.461 - 472, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.461

炉中性子スペクトルの実験的評価を、臨界実験装置の中性子場に組合せ箔法を適用し、中間エネルギ領域に重点を置いて行った。unfoldingのためSAND-IIコードを用い、これによりスペクトル評価を行う過程で問題点の解明を行った。使用した箔の放射化断面積データはすべてENDF/B-IVからとった。(n,)検出器に対する自己遮蔽補正は各々の放射化断面積データに対して行った。その際、吸収効果のみを考慮するか散乱効果も加えるかは検出器の特性によった。ユーロピウムとルテシウムの適用の可否は、崩壊データの選択により定まることが明かとなった。評価スペクトルの独立性は、中間エネルギ及び熱中性子領域に関する限り得られたと云える。本評価作業は、臨界実験装置JMTRCの代表点3ケ所を対象に行い、熱領域・中間領域の結合係数,熱中性子温度及び中間領域の単位レサジー中性子束レベルを各々2%,15%,及び5%の精度で得た。

Mo製造用UOペレットの中性子自己しゃへい

山林 尚道

JAERI-M 8074, 11 Pages, 1979/02

JAERI-M-8074.pdf:0.51MB

U(n,f)反応によりMoを製造するため、2.56%濃縮UOペレット120gが使用される。JRR-2,3でUOペレット(14.5014.0l5個、スタック長70mm)を照射する場合の中性子自己しゃへい係数を求めた。中性子自己しゃへい係数はUOペレットを1.2g、12g、120gと増加するに伴って0.76、0.65、0.58と減少した。

Self-shielding and burn-out effects in the irradiation of strongly-neutron-absorbing material

関根 俊明; 馬場 宏

Journal of Radioanalytical Chemistry, 45, p.155 - 167, 1978/00

強い中性子吸収体を中性子照射したときのRI生成量に及ぼす自己遮蔽とburn-outの影響について検討した。これら両方の効果がどちらも無視できない場合の熱中性子と熱外中性子によるRI生成量の計算法を開発した。また、板状の酸化ガドリニウムを中性子照射する実験を行って、Gd,Tb,Tbの生成量の実験値と計算値とを比較した。