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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

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

Benchmark experiment on vanadium with D-T neutrons and validation of evaluated nuclear data libraries by analysis of the experiment

前川 藤夫; 春日井 好己; 今野 力; 村田 勲*; Kokooo*; 和田 政行*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 高橋 亮人*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(3), p.242 - 249, 1999/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.45(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の低放射化構造材料であるバナジウムについて、原研FNSのD-T中性子源を用いた中性子工学ベンチマーク実験を行った。中性子スペクトル、ドシメトリ反応率、$$gamma$$線スペクトル及び$$gamma$$線核発熱率をバナジウム実験体系内において測定した。実験解析により4つの評価済み核データファイルのベンチマークテストを行った結果、次にあげるような核融合炉の設計精度にかかわる主要な問題点が指摘された。(1)JENDL Fusion File及びJENDL-3.2:全断面積(特に2keV付近)を見直すべきである。(2)ENDF/B-VI:角度分布を等方と仮定している14MeV中性子に対する二重微分断面積を見直すべきである。また$$gamma$$線生成断面積が過小であり、離散$$gamma$$線ピークが明瞭でない。(3)EFF-3:$$gamma$$線生成断面積が過大である。

論文

Status of six-group delayed neutron data and relationships between delayed neutron parameters from the macroscopic and microscopic approaches

Parish, T. A.*; Charlton, W. S.*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹; Brady, M. C.*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 131(2), p.208 - 221, 1999/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:54.42(Nuclear Science & Technology)

本論文は、遅発中性子データを評価するAmerican Nuclear Society Standards Committee Subgroup(ANS19.9)において進められた研究の成果をまとめたものである。テキサスA&M大学において近年測定された遅発中性子放出率についても述べられている。測定データと核分裂生成物の収率データに基づく計算とを比較し、核データの妥当性を検証した。その結果、ENDF/B-VIデータライブラリーの6群構造遅発中性子データは修正の必要があることがわかった。また、Keepinが提唱した6群構造のうちの第2群をI-137とBr-88及びTe-136とに分けた詳細な構造の有用性が確かめられた。

論文

Evaluation of delayed neutron data using FCA $$beta$$$$_{eff}$$ benchmark experiment

岡嶋 成晃; Zuhair*; 桜井 健; H.Song*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.963 - 965, 1998/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:24.95(Nuclear Science & Technology)

FCAの$$beta$$$$_{eff}$$国際ベンチマーク炉心の実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)を、様々な遅発中性子データを用いて計算し、その結果を相互比較した。計算された$$beta$$$$_{eff}$$は、遅発中性子データ間では大差ないが、炉周期と逆時間方程式を用いて求めた基準反応度には、遅発中性子データ間に差が生じることが分かった。

論文

Reactor benchmark testing for JENDL-3.2, JEF-2.2 and ENDF/B-VI.2

高野 秀機; 秋江 拓志; 金子 邦男*

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.58 - 65, 1998/00

世界の3大核データファイル:JENDL-3.2,JEF-2.2とENDF/B-VIについて、現行軽水炉燃焼ベンチマーク及び軽水炉と高速炉の臨界実験ベンチマークを行い、各ライブラリーの核特性予測精度を評価した。燃焼ベンチマークは、三浜PWRの34GWd/t燃焼時の解析を行った。各ライブラリーとも比較的よい一致を示したが、U-232,Pu-236,Am-243等の生成量に大きな差が見られた。臨界実験ベンチマークでは、U-238非弾性散乱断面積核データ間の相違がk$$_{eff}$$に及ぼす影響が大きく再評価が必要である。また、U-233炉心では、JEF-2.2とENDF/B-VIはk$$_{eff}$$を過小評価した。

論文

Introduction of model calculated $$beta$$-ray spectrum to ENDF/B-VI fission products decay data file

片倉 純一; T.R.England*

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.438 - 443, 1998/00

米国の評価済核データファイルEMDF/B-VIの核分裂生成物崩壊データファイルに理論計算による$$beta$$線スペクトルを導入した。核分裂生成物は短寿命核種が多く、崩壊データが十分でないものが多い。これらの核種に理論計算を導入し、応用で要求される完全性を満たすようにした。導入結果は、個々の核種のグロスな測定データや核分裂性核種の核分裂後のスペクトルと比較し、ENDF/B-VI理論計算を導入しない結果より、測定との一致が良いことが示された。

報告書

Generation of a WIMS-D/4 multigroup constants library based on the JENDL-3.2 nuclear data and its validation through some benchmark experiments analysis

M.Rahman*; 高野 秀機

JAERI-Research 96-056, 51 Pages, 1996/11

JAERI-Research-96-056.pdf:1.76MB

JENDL-3.2核データを用いて格子計算コードWIMS-D4用の群定数ライブラリーを作成した。このライブラリー作成においては、NJOY91.108プロセスコードを用いて、共鳴領域の計算を改良して行った。また、ENDF/B-VI核データについても同様の計算を行いライブラリーを作成した。これらの群定数ライブラリーを用いてウラン及びプルトニウム燃料熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果は、JENDL-3.2とENDF/B-VIともに良く似た傾向を示し実験値とも概略良い一致を示した。さらに、格子計算コードSRAC95の結果とも良く似た傾向を示した。

報告書

Sensitivity analysis of JENDL-3.2 based on benchmark calculations for fast reactors

Z.Pintai*; 高野 秀機

JAERI-Research 96-010, 72 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-010.pdf:2.01MB

JENDL-3.2は、JENDL-3.1より高速炉核計算への適用性が良く、それらの主な特徴は次のようである。(1)JENDL-3.2におけるPu-239の核分裂スペクトル、U-238の非弾性散乱断面積の再評価により、Pu炉心の実効増倍率が改善されている。(2)JENDL-3.2による大型ウラン炉心ZPR-6-6Aの実効増倍係数は実験値との一致がよい。これは、JENDL-3.2のU-235共鳴捕獲積分値が、JENDL-3.1より14%小さく評価されたためである。(3)ENDF/B-VIとJENDL-3.2のU-238非弾性散乱断面積の相違は、実効増倍計数に平均して1.4%の大きな影響を及ぼした。これは、両者で分離レベルと連続レベルの評価は極めて大きな相違があるためである。

報告書

Revision of the $$^{241}$$Pu Reich-Moore resonance parameters by comparison with recent fission cross section measurements

H.Derrien*

JAERI-M 93-251, 14 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-251.pdf:0.49MB

最近、$$^{241}$$Puの核分裂断面積がWagemans等によって測定された。彼らは、以前に報告されたデータに反して、熱中性子エネルギー領域の断面積が1/$$upsilon$$法則に従っていることを見つけた。その結果、核データ評価に使われた実験データの再規格化が必要になった。この再規格化を考慮にいれて、ENDF/B-VIに格納されている共鳴パラメータの改訂を行い、その結果、熱中性子エネルギーから300eVで核分裂断面積が平均約3%小さくなった。

報告書

FCA XVI-1及びXVI-2炉心における$$^{238}$$Uドップラー反応度価値の測定と解析

大井川 宏之; 岡嶋 成晃; 向山 武彦; 佐藤 邦雄

JAERI-M 92-113, 36 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-113.pdf:1.1MB

金属燃料高速炉を模擬したFCAXVI-1及びXVI-2炉心において、天然ウランサンプルのドップラー反応度価値をサンプル加熱法により測定した。金属燃料高速炉特有の硬い中性子スペクトル場においては、JFS-3-J2を用いたこれまでと同じ計算は、40.9keV以上の高エネルギー領域のドップラー効果を考慮できないため過小評価を招くことが判った。$$^{238}$$Uの共鳴領域を149keVまで考慮しているENDF/B-VIを用いて計算値にこのエネルギー領域の寄与分の補正を加えたところ、金属サンプルで13%、酸化物サンプルで8%程度ドップラー反応度価値の計算値は大きくなり、金属燃料炉心の解析のためにはJFS-3-J2でも40.9keV以上のエネルギー領域での共鳴を取り込む必要があると考えられる。補正後のC/E値は0.6~1.0の間に広く分布しており、実験誤差を考慮しても依然として計算は実験よりも小さなドップラー反応度価値を与える。

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