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elik, Y.*; Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; 岩元 洋介; Van den Eynde, G.*
Annals of Nuclear Energy, 212, p.111048_1 - 111048_12, 2025/03
被引用回数:1 パーセンタイル:51.66(Nuclear Science & Technology)The MCNP, PHITS, and FLUKA are general-purpose Monte Carlo radiation transport codes that are widely used for many real-world shielding problems at accelerator facilities around the world. For high beam energy and high beam current accelerator applications, neutron emission through the vacuum pipe along the reverse direction of incident proton beam is an important factor for a shielding design in order to correctly assess the dose rates for workers and the structural materials of the accelerator and handle with the waste activated by the backscattered neutron fluxes. In this work, neutron-production cross sections and thick target yield predictions from MC codes relying on physics models and nuclear data libraries are benchmarked against the experimental data, in order to assess their accuracy in predicting neutron emission and furthermore to assess the corresponding impact on shielding design. The results of this study demonstrate that the nuclear data libraries and physics models, which are not expected to give good results at lower energies ( MeV) but are used anyhow when there is no nuclear data available or above the energy range where the data tables end in the so-called "mix-and-match" strategy, need further improvements. Among the investigated proton induced nuclear data libraries, JENDL-4.0/HE produces the most satisfactory agreement to experimental data for all target materials, but may still benefit from refinement. Concerning the physics models of the codes, FLUKA V4-4.0 has the best performance in terms of reproducibility of the experimental values. It is also shown that all discrepancies between the calculations and the experiments for the energy range
MeV are up to factor of two. This might be considered as an acceptable figure as it is equivalent to a normal safety margin (
) considered in shielding calculations of accelerator facilities around the world.
執行 信寛*; 古田 琢哉; 岩元 洋介
JAEA-Conf 2024-002, 216 Pages, 2024/11
2023年度核データ研究会は、2023年11月15日17日に、東海村にある東海村産業・情報プラザ「アイヴィル(iVil)」にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会放射線工学部会、日本原子力学会北関東支部、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、高エネルギー加速器研究機構が共催した。チュートリアルとして、「核データ処理コードFRENDY第二版の概要」を、講演・議論のセッションとして、「核データに関する最近の話題と粒子・重イオン輸送計算コードPHITS」の2セッションを実施した。さらにポスターセッションでは実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など幅広い内容について発表が行われた。参加者数は108名で、それぞれの口頭発表およびポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表17件、ポスター発表19件の合計36の論文を掲載している。
大泉 昭人; 福島 昌宏; 郡司 智; McKenzie, G.*; Amundson, K.*
International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) Handbook (2022/23 edition) (Internet) , 313 Pages, 2024/11
本稿は、加速器駆動システム(ADS)の設計精度向上を目的として2015-2019年にかけて実施された米国ロスアラモス研究所との共同実験シリーズの内の低濃縮ウラン(LEU)体系炉心について、国際臨界安全実験データ評価プロジェクト(ICSBEP)への登録用にまとめられた、ベンチマーク評価結果である。体系は、高濃縮ウラン(HEU)及び天然ウラン(NU)を交互に装荷することで、LEUを模擬している。また、加速器駆動システム(ADS)の冷却材の一部である鉛の核データを検証するために、HEU, NUと共に鉛を交互に装荷した高速中性子スペクトル場を有する炉心となっている。本評価において、実効増倍率に対する実験誤差はおおよそ100pcmであることが明らかとなり、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPと核データENDF/B-VIII.0及びJENDL-4.0を用いた解析結果との比較では、C/E-1値はそれぞれおおよそ-70pcm及び-145pcmとなった。
多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.2 - 22, 2024/01
被引用回数:13 パーセンタイル:95.81(Nuclear Science & Technology)日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。
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
被引用回数:8 パーセンタイル:91.24(Nuclear Science & Technology)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。
横山 賢治; 谷中 裕
核データニュース(インターネット), (132), p.25 - 33, 2022/06
日本原子力学会2022年春の年会の企画セッションにおいて報告した高速炉体系におけるJENDL-5の積分ベンチマーク解析の結果について紹介する。日本の評価済核データライブラリJENDLの最新版となるJENDL-5が2021年12月に公開された。JENDL-5の高速炉体系への適用性を確認するため、原子力機構で整備を進めている高速炉核設計基本データベースに含まれる積分実験データを対象としたベンチマーク解析を行った。高速炉の標準的な体系における主要な核特性に対して、JENDL-5の解析値と実験値の比(C/E値)はJENDL-4.0とほぼ同じ値となることを確認した。企画セッションでは、感度解析による分析結果を報告したが、この結果については学会の予稿に記載したので、ここではJENDL-5の開発途中のバージョンの結果を追加し、報告済みの感度解析の結果との関係について議論する。
今井 伸明*; 大津 秀暁*
JAEA-Conf 2021-001, 236 Pages, 2022/03
2020年度核データ研究会は、2020年11月26日27日に、埼玉県和光市にある理化学研究所和光キャンパスのRIBF大会議室にて、オンライン併用の形式で開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会、日本原子力研究開発機構(原子力機構)原子力基礎工学研究センター、理化学研究所仁科加速器科学研究センター(理研仁科センター)、東京大学原子核科学研究センター(CNS)、高エネルギー加速器研究機構和光原子核科学センター(KEK-WNSC)、東京大学理学部が共催した。今回、チュートリアルとして「原子炉の理論と実験」を、講演・議論のセッションとして、「加速器施設と核データ」、「深層/機械学習と原子核物理、核データへの応用」、「核医学、核薬学」、「核分裂、重イオン核分光」、「原子核反応データ」の5セッションを企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、理論、評価、ベンチマーク、応用等、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は119名でそのうち現地参加は62名であった。それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表15件、ポスター発表25件の論文を掲載している。
山路 哲史*; 鈴木 直道*; 加治 芳行
IAEA-TECDOC-1921, p.199 - 209, 2020/07
FeCrAlの物理的特性モデルや照射挙動を共通条件として、FEMAXI-7によりベンチマーク解析を実施した。定常条件における感度解析では、FeCrAl燃料被覆管のふるまい挙動はジルカロイと似た挙動を示したが、ギャップ閉塞が遅れる違いが見られた。冷却材喪失事故(LOCA)条件では、被覆管のバースト時のクリープひずみは塑性ひずみではなく主にクリープひずみが要因であることが予測された。全体的に、FEMAXI-7による解析によって、定常及びLOCA条件におけるFeCrAl-UOシステムの優れたロバスト性や柔軟性が示された。
金子 政志; 渡邉 雅之; 宮下 直*; 中島 覚*
Radioisotopes, 66(8), p.289 - 300, 2017/08
Eu錯体の配位結合におけるf電子の役割を理解することを目的として、相対論密度汎関数計算をEu(III)錯体に適用した。既報のEuメスバウアー異性体シフト実験値とEu原子核位置での電子密度計算値の線形性を比較することによって、B2PLYP理論がメスバウアー異性体シフトを最もよく再現することが分かった。また、分子軌道に基づく電子密度の解析によって、d及びf電子が配位結合に大きく関与していることを明らかにした。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06
経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。
JENDL委員会 リアクター積分テストワーキンググループ
JAEA-Data/Code 2017-006, 152 Pages, 2017/05
次期JENDLの軽水炉臨界性に対する性能を評価・検証するために、公開データベースであるOECD/NEAのICSBEPハンドブック及びIRPhEPハンドブックを活用して、ベンチマークデータ集を整備した。本データ集の特徴は以下の通りである。(1)公開データベースのドキュメント及びその関連情報について、技術的に妥当な評価がなされているかレビューし、JENDL-4.0による解析結果も勘案しながら、次期JENDL開発のための推奨ベンチマークデータセットを選定した。(2)MOX燃料を用いた臨界データについて、燃料中のPuO粒子による非均質反応度を可能な限り忠実に計算するため、モンテカルロコードを用いた有限燃料ピンバンドルモデルを新たに開発し、これを用いて、今回検討対象とした全MOX実験を横並びで評価した。(3)核データにおけるライブラリ間の差異が中性子実効増倍率に与える影響を分析するツールとして一次元燃料ピンセルモデルに基づく感度解析手法を導入し、現時点で最新である世界の3大ライブラリを用いて、その具体的な適用例を与えた。
桑垣 一紀*; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03
これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。
田中 正暁; 長澤 一嘉*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6650 - 6663, 2015/08
流体-構造熱連成解析コードMUGTHESの基本検証として、平行3噴流体系のWJECO試験およびPLAJEST試験を対象としたベンチマーク解析を実施した。解析結果と実験結果との比較により、3噴流の混合により発生する熱流体混合過程および大スケールの渦構造について明らかにし、また、温度変動発生メカニズムと大スケール渦との関係について明らかにした。また、流体から構造への熱伝達の減衰過程について知見を得た。
朝日 義郎; 鈴土 知明; 石川 信行; 中塚 亨
Nuclear Science and Engineering, 152(2), p.219 - 235, 2006/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)BWRタービントリップの実験をTHYDE-NEUコードを用いて解析した。プラントは(コンデンサを含む)閉ループとして扱った(このような解析例は著者は他には知らない)。このためには湿分分離器モデルとジャンクションでの流路面積変化による可逆圧変化を考慮に入れることが必要である。反応度概念を用いない3次元動特性モデルを使用した。THYDE-NEUはこの体系の熱水力結合の零過渡解析ができることを確認した。本実験での3次元動特性に影響を与える諸因子の中にはバイパス弁開度の時間変化,気液非平衡モデル,断面積のテーブル内挿で使う冷却材密度の表現法がある。これらを調整すれば炉平均LPRM値が0.63sでスクラム信号発生の設定値に達するという実験条件を満足させることができることがわかった。他の計算結果も実験結果とよく一致した。
増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 林 克己*; 秦 和夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.46 - 49, 2004/03
DUCT-IIIは、ダクト内の散乱線束の空間-エネルギー分布を表す秦の式に基づくもので、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の遮へい設計のために開発された高エネルギー中性子ストリーミング簡易計算コードである。本コードの精度検証の一貫として、DUCT-III を2回屈曲を持つTIARA迷路におけるストリーミング中性子スペクトル測定の解析に適用した。DUCT-IIIは測定された中性子スペクトル及びモンテカルロ計算を十分によい精度で再現し、線量評価には十分に適用可能であることを確認できた。ただし、DUCT-III,モンテカルロ計算ともに、熱中性子に関してはファクタ2, 3で測定値を過大評価した。
井頭 政之*; 柴田 恵一; 高野 秀機*; 山野 直樹*; 松延 廣幸*; 喜多尾 憲助*; 片倉 純一; 中川 庸雄; 長谷川 明; 岩崎 智彦*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.128 - 139, 2004/03
2001, 2002年度におけるシグマ委員会(原子力学会シグマ特別専門委員会及び原研シグマ研究委員会)の核データ研究活動についての報告を行う。この期間中、汎用核データライブラリーJENDL-3.3が完成し、精力的なベンチマークテストが行われた後にリリースされた。さらに特殊目的ファイルや核分裂収率データ,核構造データについての活動の記述がされている。また、シグマ委員会の40年にわたる核データ研究活動のまとめを行った。
森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09
被引用回数:4 パーセンタイル:31.06(Nuclear Science & Technology)ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10
秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。
桜井 淳
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.368 - 374, 2003/09
この論文は、JMTR,常陽,PWR及びBWRのモンテカルロ法による原子炉線量評価の典型的な問題を引用し、モンテカルロ法の有用性と効果性を論じている。JMTRのような照射専用炉では、ユーザーに提供する中性子にかかわる照射データは、モンテカルロ計算で対応できるレベルに対しており、実測はモンテカルロ法の精度確認のためのベンチマーク実験問題の作成のためのものに制限する必要がある。
山本 俊弘; 三好 慶典; 清住 武秀*
Nuclear Science and Engineering, 145(1), p.132 - 144, 2003/09
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのハンドブックのSTACYのベンチマークデータが低濃縮溶液ウランの臨界解析手法の検証データとして有用である。JENDL-3.2ではSTACYの水反射体付体系に対しては実効増倍率を約0.7%過大評価していた。これらの過大評価を考慮したJENDL-3.3への改訂にあたっては、U-235の核分裂スペクトル,核分裂断面積,N-14の(n,p)反応断面積などが修正され、実効増倍率の計算値が大きく改善された。JENDL-3.2またはENDF/B-VI.5に対するJENDL-3.3の変化の寄与を摂動計算により調べた。また、Fe-56のMeV領域の弾性散乱断面積が大きかったこともJENDL-3.2の過大評価の原因の一つである。JENDL-3.3ではこの断面積が見直され実効増倍率に0.2%ほど寄与する。JENDL-3.3でも実効増倍率の濃度依存性は依然として見られる。また、JENDL-3.3によるSTACYに対する過大評価は大きい場合で0.6%ほどある。
増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*; 平山 英夫*; 秦 和夫*
JAERI-Tech 2003-018, 42 Pages, 2003/03
高エネルギー陽子加速器施設の遮へい設計では、膨大でかつ複雑多岐にわたる条件のストリーミング計算が必要である。それら全てを詳細計算に頼ることは困難であり、簡易計算法がしばしば用いられる。高エネルギー中性子を対象として開発された簡易ストリーミング計算コードDUCT-IIIの精度評価を目的として、2種類のストリーミングベンチマーク計算を実施した。実験値及びモンテカルロコードによる詳細計算結果との比較検討の結果、本コードが大強度陽子加速器施設のストリーミング計算に十分適用可能な計算精度を有することを実証した。