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高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 辻本 和文; 安田 秀志
Nuclear Science and Engineering, 135(1), p.23 - 32, 2000/05
被引用回数：3 パーセンタイル：26.42(Nuclear Science & Technology)500MeV陽子で照射される鉛体系における核破砕中性子の生成及び輸送現象を研究するために、
Ni(n,x)
Co反応、
Au(n,2n)
Au反応、Au(n,4n)
Au反応等の種々の放射化検出器の反応率分布を測定した。また、高エネルギー核子・中間子輸送コードNMTC/JAERIとMCNP4Aコードを接続して、JENDLドシメトリファイルとALICE-Fコードによる計算値に基づく核種生成断面積を用いて実験データの解析を行った。しきい値の低いNi(n,x)Co反応について、計算は実験と良く一致する。しかしながら、しきい値が増加するとともに、特に20MeV以上の反応については、計算値は実験値を過少評価する。この不一致の主な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子生成を過小評価することにあることがわかった。
金子 邦男*
JNC TJ9400 2000-005, 182 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-005.pdf:4.74MB
本年度は汎用超微細群スペクトル計算モジュールPEACOを高速炉セル計算コードSLAROMに組み込んだ。この改良SLAROMコードを使用する決定論手法と確率論的手法である連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより、2次元RZ均質モデルを用いて径方向非均質炉心であるZPPR-13Aの反応率分布計算を実施した。両者の計算結果を比較検討する事によりPEACOモジュールが高精度の共鳴実効断面積機能を有すること、決定論手法とMVPコードの反応率分布計算結果を1%以内で一致させるには、鉄等の構造材核種と酸素の断面積変化を反映する高エネルギー領域を細かくした群構造を持つライブラリーを使用する必要がある事が明らかになった。また、次世代炉定数作成のため、NJOY97.V107コードを導入し、NJOY97.V107コードの前処理コードと後処理コードを作成して汎用炉定数作成システムを構築した。そして、この汎用炉定数作成システムを使用し、JENDL-3.2評価済核データを用い、70群の新JFS3ライブラリーを作成した。更に、この汎用炉定数作成システムの検証を行うため、新JFS3ライブラリーを使用し2次元RZ均質モデルによるZPPR-9炉心の核特性解析とZPPR-9炉心の非均質セル計算を決定論手法で実施した。同時に、MVPコードによる解析も実施した。両者の計算結果の比較から、PEACOモジュールによる共鳴断面積を用いる決定論手法は、ZPPR-9炉心の反応率分布およびNaボイド反応度計算精度を向上させることが明らかになった。そして、本研究で作成した新JFS3ライブラリーは、従来使用されてきたJFS3-J3.2ライブラリーと同程度の核特性計算性能を持つことが確認された。
高田 弘; 春日井 好己; 中島 宏; 池田 裕二郎; 猪野 隆*; 川合 將義*; Jerde, E.*; Glasgow, D.*
JAERI-Data/Code 2000-008, p.84 - 0, 2000/02
JAERI-Data-Code-2000-008.pdf:2.59MB
ASTE共同実験の一環として、ブルックヘブン国立研究所のAGS加速器施設において、厚い水銀ターゲットに1.6,12及び24GeV陽子を入射する核破砕実験を行った。実験では、しきい値で0.3~70.5MeVにわたる
In(n,n')
In,
Nb(n,2n)
Nb,
Bi(n,xn)などの反応を放射化検出器として用いて、ターゲット側面における反応率分布を測定した。In(n,n')In反応率分布から、1.6GeV陽子入射の場合に核破砕中性子強度分布は水銀ターゲットの半球状入射面の頂点から11cmの位置でピークとなり、ピーク位置は入射エネルギーの増加とともにターゲット底面方向に移る特性があることがわかった。同様な結果はほかの放射化検出器の反応率分布においても観測された。本レポートでは、実験方法及びすべての実験結果を数値データとしてまとめた。
高田 弘
Proc. of JHF Symp. on Neutronics and Radiation Shielding for Spallation Neutron Source, p.205 - 218, 1998/00
核破砕中性子の発生と輸送特性に関するデータを取得し、計算コードの予測精度を検証するために、500MeV陽子を鉛体系に入射させる核破砕積分実験を行い、種々の放射化検出器の体系内反応率分布を測定した。NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いて解析計算を行い、実験結果との比較を行った。この結果、MeV領域に感度の高い放射化検出器の反応率分布について、計算は実験結果をよく再現した。しかしながら、20MeV以上のしきいエネルギーを有する放射化検出器については、計算は実験よりかなり低い値を与えた。厚いターゲットを用いた中性子エネルギースペクトル測定の解析結果との比較により、この不一致の主要な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子収量を低く評価することにあることがわかった。
高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 深堀 智生; 坂本 幸夫; 義澤 宣明*; 降旗 しおり*; V.I.Belyakov-Bodin*; G.I.Krupny*
Proc. of 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments (SARE3), p.255 - 263, 1997/00
核破砕ターゲットにおる中性子輸送特性データを取得するために、0.895及び1.21GeV陽子を直径20cm,長さ60cmのタングスタンターゲットに入射射せる核破砕積分実験を行った。実験では種々の放射化検出器を用いて、Al(n,d)
Na,Bi(n,xn)反応などについて円筒表面上の反応率分布を測定した。解析では、NMTC/JAERI-MNCP4A,HERMES及びLAHETの3種類のコードによる計算を行い、JENDLドシメトリファイル及びALICE-Fコードによる核種生成断面積を用いて反応率を求めた。計算結果と実験結果との比較を行った結果、入射明から30cmまで位置の反応率について、3種類のコードのうち、LAHETコードによる結果が実験結果と最も良く一致することがわかった。これは前平衡衝過程が考慮されているためである。この場合、C/E値は0.8~1.2の範囲にあった。55cmの位置では、全てのコードでC/E値は他の位置よりも極端に大きくなった。
高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 辻本 和文; 深堀 智生; 安田 秀志
Proc. of 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments (SARE3), p.284 - 292, 1997/00
核破砕中性子の発生と輸送特性に関するデータを取得するために、500MeV陽子を鉛体系に入射させる核破砕積分実験を行った。実験では、種々のエネルギー感度を有する放射化検出器の体系内反応率分布を測定した。また、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いて解析計算を行い、実験結果と比較した。この結果、MeV領域に感度の高い放射化検出器の反応率分布について、計算と実験は良く一致した。しかしながら、放射化検出器のしきいエネルギーが高くなるにつれて、計算と実験の一致は悪くなった。この主要な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子の生成を低く評価することにあることがわかった。
高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 深堀 智生; V.I.Belyakov-Bodin*; G.I.Krupny*; Yu.E.Titarenko*
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.323 - 333, 1997/00
0.8及び1.2GeV陽子を直径20cm、長さ60cmの厚いタングステンターゲットに入射した場合のターゲット円筒側面における種々の放射化検出器の反応率分布について、加速器によるTRU消滅処理システムの核設計に用いられるNMTC/JAERI-MCNP-4Aコードシステムを用いて解析計算を行い、実験結果と比較した。両方の入射エネルギーに共通して、主に10MeV以下の中性子検出反応S(n,p)
P、Al(n,p)
Mgについて、計算結果と実験結果は10~15%の差の範囲で一致し、コードシステムの現在の予測精度は妥当なものであることが判った。しかし、10
100MeVの中性子検出反応Al(n,
)Na Bi(n,xn)について、計算結果は実験結果に対して30~50%低いことが判った。この不一致はNMTC/JAERIコードが中性子生成を低く評価することに起因すると考えられるため核反応及び粒子輸送過程の計算モデルについて、今後さらに改良する必要がある。
核データベース*
PNC TN9410 93-010, 502 Pages, 1992/12
本報告書は,動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として,アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRにおいて,1978年から1979年にわたって実施した大型高速炉臨界実験のフェーズI(JUPITER-I)の実験データをまとめたものである。JUPITER-I実験には,電気出力6080万kWe級の2領域均質炉心を模擬した以下の7つの炉心が含まれる。ここで収録した実験項目は,臨界性,制御棒反応度,反応率分布,Naボイド反応度,サンプル反応度,ドップラー反応度,ガンマ発熱,中性子スペクトルである。(1)ZPPR-9炉心:炉心体積約46001の2領域円筒型のクリーン炉心。(2)ZPPR-10A炉心:ZPPR-9炉心とほぼ同じサイズで19本のCRPを持つ6角形の工学的模擬炉心。(3)ZPPR-10B炉心:ZPPR-10A炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。(4)ZPPR-10C炉心:ZPPR-10A炉心とほぼ相似形で炉心体積を62001とした。(5)ZPPR-10D炉心:ZPPR-10C炉心と同じサイズでCRPを31本とした。(6)ZPPR-10D/1炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち中心1本を制御棒とした。(7)ZPPR-10D/2炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。本実験データ集は,JUPITER実験の成果を,大型FBR炉心の炉物理研究および核設計のための基本データベースとして,将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。したがって,実験内容を理解するために必要な情報とともに,実際に実験を解析するために必要な詳細データをくまなく網羅した。また,本実験データ集に含まれている実験体系の情報は,ほとんど大洗工学センターの大型計算機上に保管されており,今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして利用できるようにした。
高野 秀機; 金子 邦男*
JAERI-M 89-147, 76 Pages, 1989/10
JENDL-3T核データより70群高速炉用群定数セットJFS-3-J3Tを作成し、1次元ベンチマーク計算及びZPPR-9とFCA-IV-2炉心の解析を行った。その結果は次のように要約される。実効増倍係数はPu炉心で0.6%過小評価、U炉心で2%過大評価である。中心反応率比については、
/
は実験値と一致が良いが、
/と/は過大評価である。ドップラー及びNa-ボイド反応度は実験値との一致が良い。更に反応率分布はJENDL-2でのC/E値の半径方向依存性を改善する傾向にある。JENDL-3Tの改良版JENCL-3T/Rev.1のベンチマーク・テストの結果は、JENDL-3Tよりも良い核特性予測を示した。
倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 三村 謙; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 笹島 文雄; 梅井 弘
JAERI-M 84-013, 47 Pages, 1984/02
核融合炉のトリチウム増殖ブランケットへの適用をめざしたセラミックス系リチウム化合物(Li
O、LiAlO、LiSiO
、LiZrOなど)の研究が、材料開発及びブランケット設計の両面から進められている。特に、日・米・欧の各国では、ブランケット操作条件を考慮したトリチウム放出特性、材料健全性、核・熱特性に関する試験研究の必要性が強調されている。本研究は、「酸化リチウム高照射試験」の一環として計画し実施したものであり、原子炉による熱中性子照射下のLiOペレットのトリチウム放出特性を調べることを主眼としている。照射試験は、JRR-2の垂直照射孔(熱料領域VT-10、
th = 1.0
10
, f = 1.010
n/cm
・sec)において約1000時間(4サイクル)に互って行った。本報告書は、LiOペレット(6.66g)を装荷したスイープガス・キャプセルにおける
Li(n、d)
H、
Li(n、nd)Hの反応率及び温度分布並びにペレット中不純物に基づく誘導放射能について検討・評価したものである。
大杉 俊隆; 宿谷 弘行*; 吉田 弘幸
JAERI-M 83-157, 69 Pages, 1983/09
非均質高速炉炉心の炉物理特性を評価するに際し、多群断面積作成および原子炉計算の両側面から従来の近似的方法に対する影響を明らかにするため、非均質炉心概念を適用したクリンチリバー増殖炉に関するベンチマーク炉心であるZPPR-7Aでの実験を解析した。解析に用いた基本的炉定数は18群であり、共鳴および空間的自己遮蔽効果を考慮し、SLAROMコードを用いてJFS-3-J2 70群断面積セットから作成した。積分量の計算に用いた基本的方法としては、(1)各ドロワーが無限に配列されているとして縮約した群定数を用いること、(2)R-Z体系に対して拡散理論を適用すること、などである。非均質炉心の内部構造は非常に複雑であることを考慮して、種々の詳細解析法について検討を加えた。それらは、炉心-ブランケットの結合セルに基づく群定数の作成、輸送理論、方向依存拡散係数および3次元拡散理論を使用することなどである。
高野 秀機; 松井 泰*
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(2), p.152 - 161, 1981/00
被引用回数：4 パーセンタイル：52.55(Nuclear Science & Technology)共鳴自己遮蔽因子の内挿には様々な内挿公式が使用されている。様々な内挿法の精度を、厳密な計算値との比較よって検討した。その結果、三次元スプライン内挿法が最も安定して精度が良く、かつ計算時間も短いことがわかった。更に様々な内挿法間の相違が高速炉の核特性へ及ぼす影響がJAERI-Fast Set Version IIを用いて計算された。その影響の大きさは、代表的な高速炉において次のように要約される。実効増倍係数に対して0.2%、制御棒反応度価値に対して1.5%、ドップラー効果に対して6%、ブランケット領域の反応率分布に対して2.5%存在し、ナトリウム・ボイド係数に対しては無視できる。
高野 秀機; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(3), p.236 - 238, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.27(Nuclear Science & Technology)炉計算はEXPANDA-G、SLAROM、CITATION、ANISN-JR、TWOTRAN-IIなどの拡散及び輸送コードを用いて行なわれている。しかしこれらのコードでは分裂スペクトルの核種及び領域依存性は考慮されていない。従って、ここでは分裂スペクトルの領域及び核種依存をEXPANDA-G一次元拡散コードで考慮できるようにし、実効増倍係数と反応率分布へ及ぼす影響が調べられた。炉心では炉中心での中性子スペクトルを用いて、
U、
U及び
Puの分裂スペクトルの平均スペクトルが用いられる。 計算の結果、ZEBRA-3炉心のようにUが多量に含まれている場合、FCA-V-2のようにUとPuの混合燃料炉心、FCA-VI-2のようにドライバー領域をもった炉心では、特に1つの分裂スペクトルの仮定は無視できない誤差を生み出し、実効増倍係数に対し、0.3%以上、反応率(
f)分布に対し、ブランケット部で4~8%の過大評価であった。
高野 秀機; 金子 邦男*
Nuclear Science and Engineering, 77, p.250 - 256, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.27(Nuclear Science & Technology)鉄の非弾性散乱断面積の自己遮蔽因子を評価済み核データファイルENDF/B-IVとJENDL-2から計算し、その遮蔽効果が中性子スペクトルへ及ぼす影響を、高速炉臨界集合体ZPR-3-54とMZBに対して調べた。この遮蔽効果はスチール反射体中で顕著で、スペクトラムをより固くすることがわかった。反応率分布はこの遮蔽効果を考慮することによって、ブランケット部と反射体部において、fとfに対しては小さく、fに対してはより大きくなることが分った。 この鉄の非弾性散乱断面積の自己遮蔽効果は、原子炉の遮蔽計算や鉄の集合体におけるスペクトラム実験解析においては考慮されるべきものである。
