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論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.19(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.91(Nuclear Science & Technology)

FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、$$^{244}$$Cm対$$^{239}$$Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場における$$^{238}$$Pu対$$^{239}$$Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。

論文

Analyses of iron and concrete shielding experiments at JAEA/TIARA with JENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1 and FENDL-3.0

今野 力; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 太田 雅之

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2178 - 2181, 2015/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.36(Nuclear Science & Technology)

原子力機構TIARAでの40, 65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を最新の高エネルギー核データライブラリJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0を用いて行った。計算では、MCNP5とそれぞれ原子力機構,ブルックヘブン国立研究所, IAEAから公開されているJENDL/HE-2007, ENDF/B-VII.1, FENDL-3.0のACEファイルを用いた。計算結果から以下のことがわかった。(1)JENDL/HE-2007を用いた計算は実験値とよく一致、(2)ENDF/B-VII.1を用いた計算は実験体系の厚さが厚くなると実験値を大きく過大評価、(3)FENDL-3.0を用いた計算は鉄体系の実験値とよく一致したが、コンクリート体系の実験値を過大評価。ENDF/B-VII.1とFENDL-3.0の核データのいくつかは修正が必要である。

論文

Benchmark experiments of thermal neutron and capture $$gamma$$-ray distributions in concrete using $$^{252}$$Cf

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 151(2), p.251 - 259, 2005/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

近年、経済的な観点から加速器などの遮蔽設計にますます厳密さが求められている。また、放射性廃棄物の区分を円滑に進めるために放射化物の強度分布を正確に評価する必要がある。そのためには重遮蔽における中性子及び捕獲$$gamma$$線分布を精度よく評価する必要がある。そこで、最近公開された核データと従来より使用されている核データライブラリーを用いて熱領域で大きく異なる2種類の郡構造を持つ断面積データを作成し、SN法による比較計算を実施した。また、コンクリート内での熱中性子分布測定結果及び$$gamma$$線線量分布測定結果と比較することにより計算手法の確認を行った。

報告書

KRITZ-2臨界実験のベンチマーク解析

奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正

JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB

KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO$$_{2}$$燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245$$^{circ}$$C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO$$_{2}$$炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。

報告書

Proposal of new $$^{235}$$U nuclear data to improve k$$_{eff}$$ biases on $$^{235}$$U enrichment and temperature for low enriched uranium fueled lattices moderated by light water

Wu, H.; 奥村 啓介; 柴田 恵一

JAERI-Research 2005-013, 31 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-013.pdf:3.29MB

本研究では、低濃縮ウラン燃料体系におけるk$$_{eff}$$過小評価の濃縮度依存性について検討した。ベンチマークテストは、プレリミナリ版のENDF/B-VIIとCENDL-3.1のウラン断面積を含むさまざまな評価済み核データファイルを使用して行った。また、微濃縮体系で最近のJENDLやENDF/Bのウラン断面積評価にみられる温度上昇に伴うk$$_{eff}$$の過小評価についても検討を行った。$$^{235}$$Uと$$^{238}$$Uの核データの書き換え解析を通して、上記の両問題を解決する新しい$$^{235}$$U核データ評価を提案する。新しい評価データのテストは、ICSBEPハンドブックの低濃縮または高濃縮の金属または溶液燃料を含む多様なウラン燃料体系で実施した。その結果、提案する新しい$$^{235}$$Uとプレリミナリ版のENDF/B-VIIの$$^{238}$$Uのデータを組合せると、多くのベンチマーク問題に非常に良い結果を与えることが判明した。

論文

Integral validation of minor actinide nuclear data by using samples irradiated at dounreay prototype fast reactor

辻本 和文; 大井川 宏之; 篠原 伸夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2004), 4 Pages, 2004/09

原研では高レベル放射性廃棄物中の長寿命核種の分離変換技術の研究開発を行っている。核変換システムの核設計を行うためには、マイナーアクチニド(MA)核種の信頼性の高い核データが必要である。本研究では、英国ドーンレイの高速原型炉で照射されたアクチニド試料の化学分析結果を用いて、核データの検証を行った。使用した試料は、トリウムからキュリウムまでの21種類の核種の試料である。主要な核データライブラリーであるJENDL-3.3, ENDF/B-VI, JEFF-3.0を用いて照射試料に対する燃焼解析を行い、計算結果と化学分析結果との比較を行った。その結果、ウランやプルトニウム等の主要な核種に対しては、ライブラリー間の相違は小さく、実験値ともよく一致していることがわかった。一方、アメリシウムやキュリウム等のMA核種に対しては、実験値との不一致が大きく、今後も核データの精度向上が必要なことがわかった。

報告書

最新の評価済み核データに基づくMVP中性子断面積ライブラリーの作成

森 貴正; 長家 康展; 奥村 啓介; 金子 邦男*

JAERI-Data/Code 2004-011, 119 Pages, 2004/07

JAERI-Data-Code-2004-011.pdf:5.93MB

ENDF形式で表現された評価済み核データファイルを処理して、連続エネルギーモンテカルロコードMVPの中性子断面積ライブラリーを作成するコードシステムLICEMの第2版を開発した。本コードシステムは最新のENDF-6形式の核データを処理することができ、MVPコードの任意温度計算機能に対応したMVPライブラリーの作成機能を有している。本コードシステムを用いて、世界3大評価済み核データファイル(JENDL, ENDF/B, JEFF)の最新ファイルを処理して、MVP中性子断面積ライブラリーを作成した。本報告には、MVP中性子断面積ライブラリーの形式,ライブラリー作成コードシステム及びその使用法と作成されたMVP中性子断面積ライブラリーについて記述されている。

報告書

Analysis of the TRIGA MARK-II benchmark IEU-COMP-THERM-003 with Monte Carlo code MVP

Mahmood, M. S.; 長家 康展; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-027, 30 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-027.pdf:2.26MB

ICSBEPハンドブックに掲載されているTRIGA Mark-II炉心のベンチーマーク実験を核データライブラリーJENDL-3.3, JENDL-3.2及びENDF/B-VI.8とモンテカルロコードMVPを用いて解析した。また、MVPコードとMCNPコードの比較のためにENDF/B-VI.6を用いたMCNPの計算も行った。炉心構成の異なる炉心132及び133についてMVPコード及びJENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VI.8を用いて得られたC/E値はそれぞれ0.999, 1.003, 0.998であった。MCNPコードを用いて得られたC/E値は炉心132と133についてともに0.998であった。すべての結果は実験値と実験誤差の範囲内で一致した。MVPとENDF/B-VI.8及びMCNPとENDF/B-VI.6を用いて得られた結果は炉心132については0.02%、炉心133については0.01%の差異しか見られなかった。

論文

Analysis of VENUS-2 MOX core measurements with a Monte Carlo code MVP

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正

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

連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いてVENUS-2 MOX炉心における測定実験解析を行った。VENUS-2炉心は十字型の炉心で、3つの炉心領域から構成されている。中央は3.3% UO$$_2$$,周辺部内側領域は4.0% UO$$_2$$,周辺外側領域にMOX燃料が装荷されている。計算体系ではこの炉心を忠実に模擬し、2億ヒストリーの計算を行った。用いた核データライブラリーはJENDL-3.2とENDF/B-VI release 5である。その結果得られたC/E値はそれぞれのライブラリーに対して1.00500,0.99793でよく実験値と一致したが、JENDL-3.2では若干過大評価することがわかった。燃料ピン出力分布では中央部の3.3% UO$$_2$$燃料領域で実験値を過小評価し、周辺外側領域のMOX燃料で過大評価する傾向が見られ、ライブラリー依存性はないことがわかった。

論文

Measurements of neutron induced fission cross-section for $$^{242m}$$Am from 0.003eV to 10keV using lead slowing-down spectrometer, thermal neutron facility and time-of-flight method

甲斐 哲也; 小林 捷平*; 山本 修二*; Cho, H.*; 藤田 薫顕*; 木村 逸郎*; 大川 内靖*; 若林 利男*

Annals of Nuclear Energy, 28(8), p.723 - 739, 2001/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.01(Nuclear Science & Technology)

背中合わせ型核分裂計数管を用いて0.003eVから10keV領域における$$^{242m}$$Am核分裂断面積を測定した。これらの実験は、京都大学鉛減速スペクトロメータを用いた0.03eV~10keV領域、京都大学原子炉熱中性子照射施設における0.025eV、飛行時間分析法による0.003eV~35eV領域において行った。測定結果を評価済み核データファイルJENDL-3.2,ENDF/B-VI,JEF-2.5及び既存の比較して、評価済み核データの妥当性を議論した。

報告書

Critical and subcritical masses of curium-245, -246 and -247 calculated with a combination of MCNP4A code and JENDL-3.2 library

奥野 浩; 川崎 弘光*

JAERI-Research 2000-040, 44 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-040.pdf:1.87MB

キュリウム同位体3核種($$^{245}$$Cm,$$^{246}$$Cm及び$$^{247}$$Cm)の臨界質量を日本の評価済核データライブラリのJENDL-3.2と連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP4Aとを用いて算出した。中性子増倍率k$$_{eff}$$=0.9及び0.8に対する質量も同様な方法で算出した。30cm厚さのステンレス鋼を反射体とする$$^{246}$$Cm金属及び$$^{246}$$CmO$$_{2}$$-H$$_{2}$$Oの未臨界質量(k$$_{eff}$$=0.9に対応)は、それぞれ25.2及び41.8kgと計算された。$$^{245}$$Cmの最小臨界質量として、微粒状$$^{245}$$Cm金属と水の均質混合球状体系で十分な厚さの水反射体に囲まれた場合に65.6gとの結果を得た。$$^{247}$$Cmの対応量は2.19kgと求められた。参考までに$$^{245}$$Cm$$,^{246}$$Cm及び$$^{247}$$Cmの裸の金属体系で、評価済核データライブラリをJENDL-3.2からENDF/B-VIに置き換えて臨界質量を計算したところ、対応量はそれぞれ23%,45%及び2%だけ小さくなり、核データライブラリの依存性が大きいことがわかった。本報告書は、米国原子力学会基準ANSI/ANS-8.15(特別なアクチニド核種の臨界管理)改訂のため準備した。

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