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論文

Using MCNP code for neutron and photon skyshine analysis

Zharkov, V. P.*; Dikareva, O. F.*; Kartashev, I. A.*; Kiselev, A. N.*; Netecha, M. E.*; 野村 靖; 壺阪 晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.603 - 605, 2000/03

国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と$$gamma$$線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。スカイシャイン解析時における、地面の組成や厚さ、空気の密度、空気中の湿分、等価点線源スペクトルや位置等が、中性子や$$gamma$$線線束、線量率及びエネルギースペクトルへ及ぼす影響をMCNPコードを使って調査した。線源の中性子スペクトル及び地面の組成が熱中性子束及び2次$$gamma$$線量率に影響することが明らかになった。

論文

Comparison of radiation measurements an calculations of reactor surroundings for skyshine analysis

壺阪 晃; 野村 靖; 川辺 俊明*; Zharkov, V. P.*; Kartashev, I. A.*; Netecha, M. E.*; Orlov, Y. V.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.610 - 615, 2000/03

国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と$$gamma$$線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。本発表は、実験に使われた研究炉RA炉及びIVG.1M炉から大気中に漏洩する放射線をモンテカルロコードMCNP及びSnコードDOT3.5で解析し、測定値と比較することによりコードの適用性を確認したものである。RA炉は深層透過体系の、IVG.1M炉はストリーミング体系の典型的な遮蔽構造をしており、MCNP及びDOT3.5コード使用上での種々のオプション、例えば断面積ライブラリー、分散低減法、メッシュ数、Sn分点数等をパラメーターにした解析を行い測定値と比較した。また、スカイシャイン解析のための等価線源設定法について検討した。

論文

Skyshine analysis using various nuclear data files

Zharkov, V. P.*; Dikareva, O. F.*; Kartashev, I. A.*; Kiselev, A. N.*; 野村 靖; 壺阪 晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.606 - 609, 2000/03

国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と$$gamma$$線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。本発表は、MCNP及びDORTコードで種々の核断面積ライブラリーを用いたスカイシャイン解析を行い、測定値と比較したものである。使用ライブラリーは、ENDF/B-IV、ENDF/B-VI、FENDL-2及びJENDL-3.2である。解析結果は、RA炉で行われたスカイシャイン実験測定値と比較して、2次$$gamma$$線線量率でファクター2~3の差異が見られたが、そのほかの線束、線量率及びスペクトルでは数10%以内で一致した。

論文

Measurements and analyses of reactivity effect of fission product nuclides in epithermal energy range

山本 俊弘; 桜井 淳; 須崎 武則; 新田 一雄*; 星 良雄; 堀木 欧一郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(12), p.1178 - 1184, 1997/12

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

主要な核分裂生成物元素であるRh,Cs,Nd,Sm,Eu,Gdの熱外中性子領域での断面積評価に利用可能な実験データを示す。TCA(Tank-type Critical Assembly)の炉心中心に挿入されたカドミウム被覆の容器に純水と核分裂生成物元素を含む水溶液を入れたときの臨界水位の差から反応度効果を求めた。それらの値は実験誤差と比べて有意な値であった。随伴熱中性子束はカドミウムカットオフエネルギー以下では容器内で大きく低下するので、熱外中性子領域での反応度効果を測定することができる。この実験に対する解析をSRACコードシステムと中性子輸送計算コードTWOTRANを用いて行った。核分裂生成物元素の反応度効果の計算には厳密摂動論を用いた。JENDL-3.2及びENDF/B-IVを用いて計算した反応度効果を測定値と比較したところ、JENDL-3.2は妥当な結果を与えた。

論文

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$ of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$を室温(21$$^{circ}$$C)と200$$^{circ}$$Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21$$^{circ}$$CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200$$^{circ}$$Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

論文

Measurement of effective delayed neutron fraction of VHTRC-1 core

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.861 - 863, 1994/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:60.29(Nuclear Science & Technology)

VHTRC-1炉心の実効遅発中性子分率、$$beta$$$$_{eff}$$の測定を燃料コンパクトとMnコンパクトとの置換法を用いて行った。Mnコンパクトの反応度価値は臨界時の制御棒位置を測定し、制御棒校正曲線から求めた。置換法における燃料コンパクトとMnコンパクトとの吸収断面積の相違による反応度効果の補正は10群3次元拡散の第1次摂動理論を用いて行い、$$beta$$$$_{eff}$$の測定値として0.0075$$pm$$0.0002を得た。一方、$$beta$$$$_{eff}$$の計算は24群3次元拡散理論のSRACコードを用いて中性子束、随伴中性子束分布を求め、$$^{235}$$Uの遅発中性子核データにENDF/B-IV又はKeepinの値を用いて行った。この結果、Keepinの値は測定値より10%小さく、ENDF/B-IVの値は測定値より3.6%小さい値となったが、ENDF/B-IVの値は測定値の測定誤差6%(2$$sigma$$)以内で一致した結果を得た。

報告書

Shielding benchmark tests of JENDL-3

川合 將義*; 長谷川 明; 植木 紘太郎*; 山野 直樹*; 佐々木 研治*; 松本 誠弘*; 竹村 守雄*; 大谷 暢夫*; 桜井 淳

JAERI 1330, 129 Pages, 1994/03

JAERI-1330.pdf:5.52MB

JENDL-3に格納されている主要な遮蔽物質の中性子断面積に対する積テストを種々の遮蔽ベンチマーク問題を解析することにより実施した。核分裂中性子問題として、次の実験を解析した。(1)ORNLにおける酸素、鉄、ナトリウムに対するブルームステック実験,(2)ASPISにおける鉄に対する深層透過実験,(3)KfKにおける鉄球からの漏洩スペクトル測定,(4)ORNLにおける鉄、ステンレススチール、ナトリウム、グラファイトに対する中性子透過実験,(5)RPIにおけるグラファイトブロックからの角度依存中性子スペクトル測定。D-T中性子問題として以下の2つの実験を解析した。(6)LLNLにおけるグラファイト、鉄球からの漏洩スペクトル測定,(7)原研FNSにおけるベリリウム、グラファイトからの角度依存中性子スペクトル測定。解析は一次元S$$_{N}$$輸送計算コードANISN,DIAC,二次元S$$_{N}$$輸送計算コードDOT3.5および三次元ポイントモンテカルロコードMCNPを用いて実施した。S$$_{N}$$輸送計算に用いて群定数はPROF-GROUCH-G/BおよびRADHEAT-V4で作成した。

報告書

Effects of neutron data libraries and criticality codes on IAEA criticality benchmark problems

M.M.Sarker*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 93-203, 39 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-203.pdf:1.0MB

熱中性子炉(軽水炉)に対する核データライブラリと臨界コードの効果を比較するために、IAEA臨界ベンチマーク問題の計算を行った。選択した臨界実験は、単純な幾何形状の炉心構成であるTRX-1とTRX-2である。計算は、WIMS-D/4,MCNP4,JACS(MGCL,KENO)とSRACで行った。ライブラリについては、WIMS-D/4にはオリジナルのWIMSライブラリを用い、その他のコードには、JENDL-3およびENDF/B-IVから作成したライブラリを用いた。これらのコードシステムやライブラリの相互比較をTRX-1,TRX-2のLWRベンチマーク実験により行った。TRXの炉心は、臨界超過、臨界未満の状態についても解析され、同様に比較を行った。臨界状態では解析結果はよく一致したが、臨界超過・臨界未満の状態では、ライブラリの違いによる結果の差異は臨界状態の時に比べて大きくなった。

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。

論文

Measurements and analyses of angular neutron flux spectra on liquid nitrogen,liquid oxygen and iron slabs

大山 幸夫; 前川 洋; 小迫 和明*

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.337 - 340, 1992/00

核融合炉の固体ブランケット候補材に含まれる主要元素である酸素と、空気の主成分である窒素の核データを検証するためのベンチマーク実験を実施した。内槽(600mm$$phi$$$$times$$200mm)のSUS304製の真空断熱容器に液体酸素又は窒素を入れて実験体系とした。中性子角度束スペクトルは中性子飛行時間法により、50keV~15MeVのエネルギー範囲で測定した。測定した角度は0゜、12.2゜、24.9゜、41.8゜、66.8゜である。実験の解析はモンテカルロコードMCNPにより、JENDL-3とENDF/B-IVの核データを用いて実施した。実験と計算の比較から、JENDL-3の酸素の核データは核融合炉中性子工学の応用に対してかなり満足すべき状態にある。しかし、窒素の核データには問題があることがわかった。

論文

Self-shielding factors for neutron capture reactions of uranium-238 and thorium-232 in energy range of 1$$sim$$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

$$^{238}$$U及び$$^{232}$$Thの1$$sim$$35keV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。$$^{238}$$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。$$^{232}$$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。

論文

Benchmark experiment and analysis of a beryllium cylindrical assembly

前川 洋; 山口 誠哉; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 関山 和徳*; 小迫 和明*

Fusion Technology, 19, p.1949 - 1954, 1991/05

ベリリウムは核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。Be平板による中性子角度束スペクトルの測定値と、JENDL-3PR1等とによる計算値に不一致がみられることから、相補的なデータを得る目的で本実験を計画した。実験体系はBeブロックで構成された630mm$$phi$$$$times$$456mmの円筒状で、実験手法は従来のベンチマーク実験と同様である。測定量は各種反応率分布や反跳陽子比例計数管とNE213スペクトロメータによる中性子スペクトルの測定、並びに、$$gamma$$線核発熱である。実験解析はモンテカルロコードMCNPを用い、核データとして、JENDL-3、JENDL-3PR1、ENDF/B-TV、LANLを使用した。JENDL-3による計算結果は実験値を良く再現しており、JENDL-3PR1に比べて、JENDL-3が大巾に改善されていることが判った。

論文

Experiment on angular neutron flux spectra from lead slabs bombarded by D-T neutrons

前川 洋; 大山 幸夫

Fusion Engineering and Design, 18, p.287 - 291, 1991/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:35.16

鉛は核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。核データを検証するためのベンチマークデータを取得する目的で、鉛平板体系からの中性子角度束スペクトルを中性子飛行時間法で測定した。体系は直径630mm、厚さ50.6、203、405の3種類である。測定した角度は、0、12.2、24.9、41.8、66.8度である。実験結果の解析はモンテカルロコードMCNPとSNコードDOT3.5を用いて行なった。実験結果と計算結果の比較から、JEDL-3はその暫定版に比べて大幅な改善がみられた。5~11MeVのエネルギー領域で両者のスペクトルに差がある。この差を改善するためには核データファイルの非弾性散乱レベルの数の制限を増すか、複数のレベルを合体した疑似的レベルを採用する必要がある。

報告書

Measurement of double differential neutron emission cross sections at 14.1 MeV for Ca, Mn, Co and W

高橋 亮人*; 佐々木 泰裕*; 前川 藤夫*; 杉本 久司*

JAERI-M 89-214, 58 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-214.pdf:1.31MB

中性子遮蔽材及び炉構造材元素として重要なCa,Mn,Co,Wについて、14MeV中性子入射に対する中性子放出二重微分断面積が阪大オクタビアンのTOF分析装置を用いて測定された。散乱角度は15$$^{circ}$$から160$$^{circ}$$にわたり16点である。二次中性子エネルギー範囲は0.5MeVから15MeVである。統計精度・エネルギー分解能ともに良好なデータが得られた。評価データ(ENDF/B-IV,JENDL-3T)との予備的比較が行われた。その結果、Caについては、低エネルギーではENDF/B-IVの過大評価がみられるが、高エネルギー側では実験値を良く再現している。Mnについては、JENDL-3Tは放出スペクトルをかなり良く再現しているが6~13MeV領域で少し過小評価となっている。Coについては、ENDF/B-IVは3$$sim$$13MeVで放出スペクトルを大きく過小評価している。Wについては、ENDF/B-IVのデータは実験とスペクトルパターンが全く一致しない。

論文

Calculation of neutron-induced reaction cross sections of manganese-55

柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(10), p.955 - 965, 1989/10

評価済核データライブラリーENDF/B-VIとJENDL-3の作成のために、$$^{55}$$Mnの中性子反応断面積を計算した。計算を行ったのは非弾性散乱、(n,2n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,np), (n,n$$alpha$$), (n,$$gamma$$)反応断面積、放出中性子及び陽子の角度分布、放出粒子及びガンマ線のエネルギー分布である。これらの計算には、unified Hauser-Feshback理論コードを用いた。その際、複合核過程の他に前平衡、直接反応過程を考慮した。計算結果は実験値を良く再現している。特に、連続中性子の角度分布は前方性を示し、これは14MeVでの実験値とよく一致している。

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