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論文

ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.

論文

Analysis of benchmark results for reactor physics of LWR next generation fuels

北田 孝典*; 奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04

UO$$_{2}$$及びMOX燃料を使用して70GWd/t以上の高燃焼度を狙った軽水炉次世代燃料に対する燃焼計算ベンチマークを行った。多数のベンチマーク参加者から提出された燃焼計算結果に基づき、軽水炉次世代燃料に対する炉物理パラメータの計算精度を確認するとともに、計算結果の詳細な差異要因の分析を行った。さらに、計算結果の差異を低減するために今後必要となる実験や課題を提案した。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク解析結果の検討

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB

本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。

論文

Classification of criticality calculations with correlation coefficient method and its application to OECD/NEA burnup credit benchmarks phase III-A and II-A

奥野 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.544 - 551, 2003/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

臨界計算のベンチマーク結果を類似性に従い分類する方法をこの論文では提案した。相関係数を利用する方法の定式化の後に、経済協力開発機構/国際エネルギー機関(OECD/NEA)の下に実施された燃焼度クレジット臨界ベンチマーク問題III-A及びII-Aに適用した。ベンチマーク問題III-Aは照射済みの沸騰水型炉(BWR)燃料集合体の一連の臨界計算で、ベンチマーク問題II-Aは照射済みの加圧水型炉(PWR)燃料ピンの一連の臨界計算である。これらのベンチマーク問題及び結果をまとめた。相関係数を計算し、一連のベンチマーク計算結果の分類を、相関係数の値としてベンチマーク問題III-Aでは0.15以上,ベンチマーク問題II-Aでは0.10以上という基準に従い分類した。2つのベンチマーク計算結果が同一のグループに属するときに、一方の計算結果は他方の計算結果から予想可能であることがわかった。それぞれのベンチマークについて例を示した。評価済み核データが分類の主因子であった。

論文

Update status of benchmark activity for reactor physics study of LWR next generation fuels

宇根崎 博信*; 奥村 啓介; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Transactions of the American Nuclear Society, 88, p.436 - 438, 2003/06

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO$$_{2}$$あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5wt.%といった現行軽水炉に対する規制を超える燃料のことを言う。これまでに12の機関がベンチマークに参加しており、異なるコードと核データライブラリを用いた格子燃焼計算結果の比較から、解析精度の現状と今後の検討課題が明らかにされた。

論文

Burnup importance function introduced to give an insight into the end effect

奥野 浩; 酒井 友宏*

Nuclear Technology, 140(3), p.255 - 265, 2002/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

燃焼度クレジットを入れた燃焼燃料の臨界安全評価では端部効果がしばしば議論されるが、その定量的な議論に役立てるためにこの論文では燃焼度インポータンス関数を導入した。この関数は、反応度に対する燃焼の影響を燃料位置の関数として表す。燃焼度インポータンス関数をOECD/NEAの燃焼度クレジット専門家グループで採用されたフェーズIIAベンチマーク体系に適用した。この関数は、端部の燃焼度インポータンスが (1) 燃焼度,(2) 冷却期間,(3) 燃焼度分布及び (4) 核分裂生成物の考慮の場合に増加することを明瞭に示した。

論文

Benchmark results of burn-up calculation for LWR next generation fuels

奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO$$_{2}$$あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5%などといった現在の日本の燃料規制を超える核分裂性富化度を想定している。12の機関が異なるコードとデータを使用してベンチマーク問題の解析を行い、提出された結果を比較した。その結果、現在のデータと手法による解析精度の現状と今後検討すべき課題が明らかとなった。

論文

Burnup importance function and its application to OECD/NEA/BUC phase II-A and II-C models

奥野 浩; 外池 幸太郎; 酒井 友宏*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10

燃焼の進展に伴い、軽水炉用燃料集合体の反応度は核分裂性核種の減損、特に軸方向中央部の減損により減少する。端部の反応度変化への重要性を描写するために、燃焼重要度関数を局所的な燃焼度変化の反応度減少への重みとして導入した。この関数をOECD/NEA/BUCのフェーズII-Aモデル(使用済PWR 燃料棒を表す)及び簡単化したフェーズII-Cモデル(局所的な燃焼変化による反応度変化を研究)に適用した。フェーズII-Aモデルへの適用は、端部の燃焼重要度が燃焼度あるいは冷却期間の増加に伴い増加することを明瞭に示した。異なる初期濃縮度での燃焼重要度を比較した。簡易化されたフェーズII-Cモデルへの適用の結果は、燃焼重要度関数が、平均燃焼度を一定にし燃焼度変化が最大・最小測定値の間であるという束縛条件下で最も反応度の高い燃焼分布を見い出すのに役立つことを示した。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理に関するベンチマーク問題の提案及び解析結果

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB

日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。

論文

Validation of a continuous-energy Monte Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment

奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.128 - 138, 2000/02

連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。本コードの信頼性を確認するため、高転換軽水炉格子と可燃性毒物入りBWR燃料格子に対する燃焼計算ベンチマーク問題の解析を行った。その結果、主要な燃焼特性量に対して決定論的手法コードSRAC95の結果と良い一致を得た。強い非均質体系であっても特に問題となるような統計誤差伝播の影響は見られなかった。更に、JENDL-3.2ライブラリーを使用して、使用済み燃料の核種組成の解析を行い測定値との比較を行った。燃焼度34GWd/tにおける燃料組成の計算値は、核特性にはほとんど影響が無い$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu,$$^{242m}$$Am及び$$^{244}$$Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。

論文

TORT solutions with FNSUNCL3 on 3D radiation transport benchmarks for simple geometries with void region

今野 力

Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, p.1755 - 1764, 1999/09

決定論的手法による3次元放射線輸送計算コードを用いたボイドのある体系での中性子束の計算精度を調べるために、ボイドがある単純配置に対する3次元放射線輸送ベンチマーク問題が小林によって提案されている。このベンチマーク問題を原研FNSで新たに整備した3次元SnコードTORT用の一回衝突線源計算コードFNSUNCL3及びTORT3.2を用いて計算した。比較のためにモンテカルロコードMCNP4B2を用いた計算も行った。その結果、FNSUNCL3で計算した一回衝突線源を使ったTORT計算結果にはレイエフェトクがあらわれず、小林の解析解、MCNP計算とも10%以内で一致し、FNSUNCL3コードの妥当性を明らかにすることができた。

論文

Benchmark experiment on void effects in a bulk shield assembly and investigation on the predictive ability of these effects by transport calculations

前川 藤夫; 今野 力; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋; 池田 裕二郎

Fusion Engineering and Design, 42, p.275 - 280, 1998/00

 パーセンタイル:100

原研FNSのD-T中性子源を用い、核融合炉の遮蔽体中に存在するボイド領域が遮蔽能に与える影響を調べるためのベンチマーク実験を行った。直径1200mm、厚さ1118mmのステンレス鋼の深さ300mm近傍にボイド領域を設けた遮蔽体とボイドのない遮蔽体について、D-T中性子入射時の各種の中性子・$$gamma$$線応答をボイド領域の背後で測定した。また輸送計算を行い、実験・計算の両者に対してボイドの有無による応答の比(ボイド効果)を導出した。14-MeV中性子に対するボイド効果は最大4と顕著だが、1MeV以下の中性子束と$$gamma$$線束では効果は高々1.3と小さかった。モンテカルロ法輸送計算コードMCNP-4とMVPによる結果は実験値と良く一致した。しかし2次元S$$_{N}$$法に基づくDOT-3.5コードの結果は1回散乱源法を採用にも関わらずボイドの背後でレイ効果が現れ、計算精度低下の一因となった。

報告書

OECD/NEA burnup credit criticality benchmark; Result of phase IIA

高野 誠; 奥野 浩

JAERI-Research 96-003, 170 Pages, 1996/02

JAERI-Research-96-003.pdf:5.24MB

この報告書は、経済開発機構原子力機関で実施された燃焼度クレジットの臨界ベンチマーク問題フェーズIIAの最終結果を示したものである。フェーズIIAのベンチマーク問題では、加圧水型原子炉使用済燃料の軸方向燃焼分布が臨界性に与える効果(端部効果)を検討した。燃焼度10、30及び50GWd/tにおける軸方向分布を考慮した。10ヶ国、18機関から合計22の結果が提出された。参加者の中性子増倍率は、$$pm$$1.0%$$Delta$$kの幅で広がっていた。しかし、より厳密な比較を行った後では、この幅は$$pm$$0.5%$$Delta$$kに縮まった。30GWd/tまでの照射では端部効果は1.0%$$Delta$$k未満であった。しかし50GWd/tの場合では、この効果はアクチノイドとFPを両方考慮したときには4.0%$$Delta$$kを超え、またアクチノイドのみでは1.0%$$Delta$$k未満にとどまった。核分裂密度のデータは、燃焼燃料系の臨界安全解析における端部領域が持つ重要性を示した。

報告書

VHTRC temperature coefficient benchmark problem

安田 秀志; 山根 剛; 佐々 敏信

JAERI-Data/Code 94-013, 17 Pages, 1994/10

JAERI-Data-Code-94-013.pdf:0.77MB

低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の炉物理パラメータの計算精度を検討評価する資料とするため、IAEA協力研究計画(CRP)の一環としてベンチマーク問題を作成した。この問題はピンインブロック型炉である高温ガス炉臨界実験装置VHTRCに主として4%濃縮ウラン被覆粒子燃料を装荷して実施した炉心昇温実験に基づいて作成した。VH1-HP問題では常温から200$$^{circ}$$C間での5段階の温度ステップに対して、それぞれの臨界未満度から温度係数を算出することを求めており、VH1-HC問題で常温及び200$$^{circ}$$Cでの臨界状態での実効増倍係数を算出することを求めている。上記両問題ではさらに、スペクトル指標等のセル計算の結果を出すことも求めている。比較に供するため、主な計算結果に対応する実験結果も示した。

報告書

OECD/NEA burnup credit criticality benchmark; Result of phase-1A

高野 誠

JAERI-M 94-003, 145 Pages, 1994/01

JAERI-M-94-003.pdf:3.82MB

本報は、OECD/NEAで行われた燃焼度クレジット臨界ベンチマーク計算フェーズ1Aに対する各国の最終結果をとりまとめたものである。使用済燃料棒中の核種として、主要アクチニド7核種、主要核分裂生成物(FP)15核種を使用した。燃焼度が、30GWd/tのとき、燃焼による反応度損失の約50%以上を主要アクチニドが、さらに30%以上を主要FPが分担していることが示された。また、主要アクチニドに比べ主要FPによる反応度損失の評価に対する参加者間の偏差が大きく、これはFP断面積の不確実性が比較的大きいことを示唆していることがわかった。

論文

A double finite element method with accurate reflective boundary condition treatment for three-dimensional transport

藤村 統一郎

Computer Physics Communications, 82, p.111 - 119, 1994/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.81

三次元中性子輸送問題を高精度で解くための定式化を行い、検証計算を実施した。二重有限要素法に基づいた変分法による定式化では、空間変数に一次関数を適用するとともに、角度変数に階段関数を適用している。ここに、多角柱形状の原子炉体系を反射条件を用いて解く場合、新しく開発した体系打切り誤差解消アルゴリズムにより、厳密な離散式が導出される。この解法の検証のため、二つの問題について計算を行った。MOZART炉心をモデル化した問題では、不規則な要素分割に対する非等方散乱計算においても、この解法が有効に働くことが示された。また、NEA-CRPのLWRをモデル化したベンチマーク問題では、粗いメッシュでも固有値や中性子束が、他の輸送方程式の解法による解と同精度に求まることが示された。

論文

Benchmark calculation for deep penetration problem of 14MeV neutrons in iron

森 貴正; 中川 正幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1061 - 1073, 1992/11

厚さ3mの鉄平板体系中の14MeV中性子深層透過計算ベンチマークをJENDL-3およびENDF/B-IVとベクトル化連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。さらに多群計算も行い結果を比較した。鉄平板中のいくつかの位置における中性子スペクトルと平均断面積の参照解が得られた。これらはMVPコードによる高速計算によって高い統計精度で評価できた。JENDL-3とENDF/B-IVの比較では共鳴領域の中性子束に最大1桁の差異がみられた。295群および125群のJSSTDL/J3ライブラリーによる多群計算は断面積の谷でのストリーミング効果を過小評価し、その結果3mの位置では24keV以上の中性子束に対して連続エネルギー法と比較して2桁以上の過小評価となった。平均断面積の空間依存性を考慮することによってこの過小評価は約1桁まで減少した。しかし、多群法によってストリーミング効果を正確に評価するのはかなり困難であることが明らかになった。

報告書

NEANSCベンチマーク問題「Power Distribution within Assemblies」に対するSRAC及びGMVPによる計算解

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

JAERI-M 92-117, 70 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-117.pdf:1.39MB

MOX燃料、可燃性毒物等の導入によるPWR炉心及び燃料の高度化・多様化により、炉心及び集合体内非均質性が増大する。燃料棒毎の出力分布を評価するために、現行にPWR炉心の非均質詳細メッシュ2次元XY拡散炉心計算と1次元軸方向拡散炉心計算を組み合わせる方法に代わり、集合体計算と3次元粗メッシュ炉心計算を組み合わせ、燃料棒毎の出力分布の再合成を行うことが要求されている。NEANSCの「Power Distribution Within Assemblies」と題するベンチマーク問題の主要な目的は、粗メッシュ炉心計算に基づき詳細メッシュ出力分布の再合成手法の精度を検証することにある。本報告では熱中性子炉系の核計算コードSRAC及び多群モンテカルロコードGMVPによる計算解により、集合体計算手法、粗メッシュ計算手法及びスプライン関数を利用した粗メッシュ炉心計算に基づく再合成手法の計算精度について検討した。

報告書

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。

報告書

Benchmark calculations by the nuclearcriticality safety analysis code system JACS(MGCL, KENO-IV)

野村 靖; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 小室 雄一; 奥野 浩

JAERI 1303, 152 Pages, 1986/11

JAERI-1303.pdf:4.56MB

原研で開発された臨界安全解析コードシステムJACSのうち、KENO-IVモンテカルロ・コードとMGCLデータ・ライブラリーの組合せによる計算の精度を検証するため、1980年以来多種多様な核燃料施設を模擬した臨界実験のデータを用いてベンチマーク計算が実施されてきた。これらの結果は、その都度JAERI-Mレポートその他に発表されてきた。本報告は、これらの計算精度検証に関する成果について、既発表のものを含め、他の結果を追加し、総合的に評価し、まとめたものである。記載した実験体及び計算ケースは、均質単一ユニット体系の17種類502ケース、均質複数ユニット体系8種類331ケース及び非均質体系16種類561ケースに上り、それぞれ実験体系、実験データ及び計算結果について簡明に記述してある。また、実効増倍率計算値にバイアス誤差を生ずる各因子を摘出し、その原因、影響について考察した。

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