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山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 多田 健一
Nuclear Science and Engineering, 196(11), p.1267 - 1279, 2022/11
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)核データ処理コードFRENDYの多群断面積生成機能に、共鳴上方散乱効果を組み込んだ。共鳴上方散乱効果は、超詳細群スペクトルの変化による自己遮蔽因子の変化と、弾性散乱断面積の変化により考慮される。検証計算では、超詳細群スペクトル、実効断面積、ドップラー効果への影響を確認した。また、エネルギー群構造や、共鳴上方散乱の取り扱いが、実効断面積と弾性散乱行列の変化を通じてドップラー効果に及ぼす影響について調査した。これらの検討の結果、FRENDYで共鳴上方散乱を考慮した多群断面積を適切に生成できることが分かった。
山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 多田 健一
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(12), p.1343 - 1350, 2021/12
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)背景断面積の自動設定機能を多群断面積処理コードFRENDY/MGに実装した。背景断面積の自己遮蔽因子の依存性はエネルギー群,反応タイプ,核種ごとに大きく異なることから、自動的な背景断面積の設定は難しく、試行錯誤を繰り返してきた。本手法では、背景断面積を初期に10点設定し、そこから自己遮蔽因子の内挿誤差を考慮して削除や中点追加を繰り返すことで、自動的に背景断面積を設定する。また、本手法では、内挿法として、monotone cubic interpolation法を採用した。本手法を用いることで、線形内挿の場合に比べて少ない背景断面積で高精度に自己遮蔽因子を内挿できることが分かった。本手法を用いてJENDL-4.0及びJENDL-4.0uに含まれる全核種において背景断面積を計算したところ、10から25点で内挿誤差1%以下で自己遮蔽因子が計算できることが分かった。
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 138, p.107182_1 - 107182_9, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)プルトニウム燃焼高温ガス炉のための二重非均質による自己遮蔽効果の研究が行われた。プルトニウム燃焼高温ガス炉設計の先行研究では、二重非均質性の利点を用い余剰反応度の制御を行った。本研究では、自己遮蔽効果のメカニズムを燃焼解析及び厳密摂動論に基づいた反応度分解法により解明した。結果として、燃焼反応度の特性が
Puの1eVの共鳴断面積ピークにより決まり、背景断面積の表面項に依存することが明らかとなった。すなわち燃料塊からの中性子の漏洩と減速材への衝突により決定される。さらに、顕著なスペクトルシフトが燃焼期間中に起こり、この効果が、
PuとPuのEOLにおける反応度価値が強化されることが分かった。
大井川 宏之; 安藤 真樹; 飯島 進; 高木 直行*; 植松 眞理マリアンヌ*
JAERI-Research 2001-036, 48 Pages, 2001/06
JAERI-Research-2001-036.pdf:2.38MB
大型高速炉の冷却材循環ポンプ停止時に負の反応度フィードバックを与えることを目的としたガス膨張機構(GEM)の模擬試験を高速炉臨界実験装置FCAにおいて実施した。炉外GEMと炉内GEMについて反応度効果を測定し、計算と比較して予測精度を検討した。炉外GEMでは、構造材である鉄の自己遮蔽効果を適切に評価する必要があることがわかった。決定論的手法では10~20%の過大評価となるが、モンテカルロ法を用いると予測精度を10%以内に改善できることがわかった。炉内GEMでは、中性子ストリーミング効果を考慮できるようなセル均質化法を採用する必要があることがわかった。最小二乗法による成分別予測精度評価の結果、非漏洩成分は10~20%の過大評価であるが、漏洩項は実験誤差の範囲内で実験と計算が一致することが明らかとなった。
小林 捷平*
JNC TJ9400 2000-009, 63 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-009.pdf:2.48MB
本研究の前半では、長半減期を有する核分裂生成物(FP)の代表的核種であるTc-99について、まず、中性子核データの現状、評価済核データについて調査を行った。次に、京都大学原子炉実験所の電子線型加速器と組み合わせて付設されている京都大学鉛スペクトロメータ(KULS)を用いて、99Tc(n,
)100Tc反応断面積を熱中性子から1keVのエネルギー領域において測定した。中性子捕獲によって放出される即発ガンマ線は、アルゴンガス入り比例計数管を用いて測定した。入射中性子束/スペクトルの測定はBF3比例計数管によって行い、捕獲断面積の絶対値は10B(n,
)反応によって求めた相対測定値をTc-99の熱中性子断面積に規格化した。Tc-99試料に対する中性子自己遮蔽効果は、MCNPコードを用いた計算によって補正した。Chouらが鉛スペクトロメータを用いて測定したTc-99の中性子捕獲断面積は、本測定値より全体に高いがエネルギー依存性はよく一致している。ENDF/B-VI、JENDL-3.2の評価済核データは、5.6、20eV共鳴領域及び数100keV以上で高くなっている。本研究の後半では、鉛スペクトロメータの原理とその構築、諸特性についてまとめた。中でも、KULSの特性として(1)中性子減速時間t(
s)とエネルギーE(keV)の関係(ビスマス孔:E=190/tの2乗、鉛孔:E=156/tの2乗)及び(2)エネルギー分解能(ビスマス孔、鉛孔共に約40%)に関しては共鳴フィルターを用いて実験的に求め、(3)飛行時間分析法によってKULS体系中の中性子スペクトルを測定した。一方、MCNPコードを用いてKULSの諸特性を計算した結果、全体に実験値とよい一致を示した。
山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広; 丸山 学*; 竹田 敏一*
JNC TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB
多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。
Dietze, K.
JNC TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11
核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。
坂本 幸夫; 小手川 洋*; 中根 佳弘; 中島 宏; 長谷川 明; 田中 俊一
SATIF-2: Shielding Aspects of Accelerators,Targets and Irradiation Facilities, 0, p.147 - 156, 1996/00
陽子加速器に対する遮蔽設計法を確立するため、中性子エネルギーが400MeVまでの群定数を改良するとともに、1次元S
コードANISN-JRで鉄とコンクリート遮蔽体中での中性子と光子の線量当量の減衰データを整備した。断面積データの改良では、200MeV以下での共鳴吸収断面積に対する自己遮蔽因子を考慮した実効的な巨視的断面積データを作成した。この結果、従来の自己遮蔽効果が考慮されていない断面積を用いると、20MeV以上の中性子が鉄に入射した場合に線量の遮蔽厚さに対する減衰が急激であり、線量を過小評価することが分かった。新しい断面積による線量減衰データに対して、線源近くでの多項式近似及び透過距離の大きいところでの指数減衰式でフィッティングを行い、そのパラメータを点減衰核積分コードPKN-Hに組み込んだ。
春山 保幸; 四本 圭一; 岡本 次郎
JAERI-M 93-114, 46 Pages, 1993/06
高崎研究所の低エネルギー電子加速器は日新ハイボルテージ社製で、非走査型の低エネルギー電子加速器である。本装置は油封入式高電圧発生器部と中心軸に線状カソードを配置した円筒型の加速部及び照射用コンベアで構成される。高電圧発生器と加速部はケーブルで接続され、照射用コンベアを用いて不活性ガス雰囲気中でバッチ式の照射が行える。加速器の出力は300kV,100mAでビーム幅は60cmである。本報告では装置の仕様、運転手順及び運転特性について述べる。
Pufrom transmission measurements in the energy range of 1
500 keVH.Derrien*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.794 - 804, 1992/08
オークリッジ国立研究所の電子線型加速器(ORELA)を用いてJ.A.Harvey等が測定した高分解能の中性子透過率から1500keVでのPuの全断面積を求めた。110keVでは、3種類の試料の実効断面積を厚さ0に外挿して、真の全断面積を求めた。また10keV以上では、厚い試料中の自己遮蔽効果補正を共鳴パラメータを基に行った。結果は、110keVで2~4%、10keV以上で2%以上の精度である。これらは、150keVの中性子エネルギー領域での高精度実験の要求を満たすものである。
35keV大井川 宏之; 藤田 薫顕*; 小林 捷平*; 山本 修二*; 木村 逸郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.879 - 893, 1991/10
U及び
Thの135keVにおける中性子捕獲反応の自己遮蔽因子を測定した。自己遮蔽因子は、透過率及びself-indication ratioを様々な厚さの透過試料について、電子線型加速器を用いた中性子飛行時間法により測定して求めることができる。実験結果をJENDL-2、JENDL-3、ENDF/B-IVに基づく計算値と比較した。Uでは、実験による自己遮蔽因子に中性子エネルギー依存の構造が見られたが、JENDL-2及びENDF/B-IVによる計算には非分離共鳴領域においてこの構造が見られず、特に4~6keVで実験より小さい値を与える。JENDL-3の分離共鳴パラメータによる計算は、このエネルギー範囲で実験と良く一致したが、他のエネルギー範囲で実験との差異が見られた。Thでは、非分離共鳴領域で実験と計算の大きな差異は見られないが、分離共鳴領域でJENDL-2とJENDL-3は実験値よりも小さな値を与える傾向が見られた。
山口 誠哉
JAERI-M 89-074, 109 Pages, 1989/06
中性子・ガンマ線混在場における
Li、
Liガラス・シンチレータの応答の差を利用して、DT中性子で照射された核融合炉ブランケット模擬体系中のトリチウム生成率を、高感度、オンラインで、かつ高精度に測定する方法を開発した。特に、シンチレータが中性子束に与えるパータベーション(自己遮蔽効果および中性子束低下)、および、シシチレータのサイズが生成荷電粒子であるアルファ粒子・トリトンの飛程に比べて十分大きくないために生ずる波高分布の歪み(端効果)について、実験、理論およびモンテカルロ・シミュレーションにより詳しい検討を加えた。本測定法をブランケット模擬体系中のトリチウム生成率分布測定に適用し、
線計数法による結果と良い一致を得た。さらに、Li、Liガラス・シンチレータ同時測定、検出器の超小型化、強電磁場への適応を目的として、本測定法への光ファイバーの応用も行なった。
竹田 敏一*; 伊藤 登*; 久語 輝彦*; 高元 政則*; 青木 繁明*; 川越 義広*; 仙石 勝久*; 田中 元成*; 吉村 明*; 民谷 正*; et al.
PNC TJ2605 89-001, 251 Pages, 1989/03
本報告書は次の6部から構成されている。第一部: ディカップリングの解析第二部: 臨界データによる実機炉心特性の精度評価第三部: 過渡特性解析法第四部: 3次元ヘキサーZコードの改良第五部: 中速スペクトル炉の研究第六部: 臨界安全のための反応度解析法
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。
高野 秀機; 石黒 幸雄; 松井 泰*
JAERI 1267, 42 Pages, 1980/09
TIMS-1コードは無限希釈断面積と自己遮蔽因子を計算する。自己遮蔽因子は温度、実効ポテンシャル散乱断面積と2共鳴核種の原子数比の関数として計算される。特にコードはENDF/B又はJENDの評価済み核データ、ファイルを入力データとして使用するように設計してる。非分離共鳴領域においては、モンテカルロ法を用いてポーター、トーマスとウィングナー分布に従って共鳴パラメータとレベル間隔を発生させる。これらの共鳴パラメータと分離パラメータを用いて、約10
~10の極詳細レサージ、メッシュでドップラー断面積を計算する。中性子の減速源に対する漸化式を用いて減速方程式を解き実効断面積を計算する。計算方法はJFS又SRACライブラリー形式で出力される。
高野 秀機; 松井 泰*; 石黒 幸雄
JAERI-M 7724, 78 Pages, 1978/06
U、U、Pu、
Pu、
Puの群定数を評価済み核データJENDL-1を用いて、プロセスコードTIMSでもって作成した。湿度と組成依存の自己遮蔽因子を異核種間の干渉効果を考慮した場合と考慮しない場合について計算した。ETOXコードで用いられている近似計算法の精度を評価するために、TIMSとETOXで作成した群定数を用いて積分量:増倍係数、ナトリウム・ポイド及びドップラー反応効果、を計算し、それらの結果を比較した。自己遮蔽因子間にはかなりの差が各エネルギー群で見られるが、ここで考慮された高速臨界集合体の計算においては、これら2つのセットで計算された積分量は互いによく一致している。この一致は偶然的な誤差の打ち消し合いのためである。
中村 治人; 山林 尚道
日本原子力学会誌, 12(1), p.2 - 6, 1970/00
RIを製造するさい比放射能は製品の品質を支配する大きな要因である。できるだけ高比放射能の製品を一定の品質で製造するためには,照射時間,照射位置,放置時間などの照射条件を一定に保つほかに,照射中の中性子自己遮蔽の影響,換言すれば,1回の照射に使用するターゲットの量および形状が中性子による放射化に及ぼす影響を考慮しなければならない。
植木 太郎
no journal, ,
ボクセルによるモデル化は、モンテカルロ法による粒子輸送計算において、医学物理・コンピュータグラフィックス分野への応用のために利用されている。本発表においては、ボクセル重ね合わせモデルを利用する連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算が、インデックス検索を伴うデルタ追跡法の下で、計算時間に関してスケール不変性を持つことを示す。具体的には、10の4乗から10の11乗に亘るボクセル要素数の増加に対して、臨界計算に要する時間がほぼ一定であることを示す。この不変性は、デルタ追跡法が、中性子によるボクセル要素境界横断のチェックを不要にしていること、及びインデックス検索コストが連続エネルギー断面積処理に比べて無視できることに起因する。適用事例として、ボクセル要素による燃料デブリ中へのランダムなSUS304の導入が、実効増倍率に及ぼす影響を紹介する。特に、SUS304が含有する鉄同位体の空間自己遮蔽効果のため、ボクセル要素サイズが1立方センチメートル以上になると、2%程度以上の実効増倍率上昇が生じるという、臨界管理上有用な結果を報告する。
