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論文

Sensitivity and uncertainty analysis of $$beta_{rm eff}$$ for MYRRHA using a Monte Carlo technique

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11

https://doi.org/10.1051/epjn/2018023

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は、原子炉の核設計において最も重要な安全パラメータの一つであり、その値は核データに起因する不確かさを含めて評価することが求められている。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、鉛ビスマス冷却核変換研究炉MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の$$beta_{rm eff}$$に対する感度解析及び不確かさ解析を実施した。感度解析では、千葉により提案された「修正中性子増倍率比法」を用いて$$beta_{rm eff}$$の感度係数を求めた。$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する本手法で導入されたスケーリング因子の依存性を統計的不確かさ低減の観点から調査した結果、感度解析および不確かさ解析に対するスケーリング因子の最適な値は$$20$$であることがわかった。このスケーリング因子を用いて求めた$$beta_{rm eff}$$の感度係数及びJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いて、MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の核データに起因する不確かさを求めた。それらの値はそれぞれ2.2$$pm$$0.2%および2.0$$pm$$0.2%と評価され、その大部分は$$^{239}$$Pu及び$$^{238}$$Uの遅発中性子収率に起因することがわかった。

論文

Kinetic parameter $$beta_{rm eff}/ell$$ measurement on low enriched uranyl nitrate solution with single unit cores (600$$phi$$, 280T, 800$$phi$$) of STACY

外池 幸太郎; 三好 慶典; 菊地 司*; 山本 俊弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1227 - 1236, 2002/11

https://doi.org/10.3327/jnst.39.1227
 被引用回数：21 パーセンタイル：76.81(Nuclear Science & Technology)

STACYにおいて、低濃縮硝酸ウラニル水溶液の動特性パラメータ$$beta_{rm eff}/ell$$を、パルス中性子法により測定した。ウラン濃度を193.7gU/$$ell$$から432.1gU/$$ell$$の範囲で変化させ、測定を系統的に繰り返した。用いた炉心タンクは、直径600mm及び直径800mmの2基の円筒タンクと、厚さ280mm,幅700mmの平板タンクである。本報告では、溶液燃料条件,臨界液位,測定を行った未臨界液位,測定された中性子束時間減衰の減衰定数,外挿された$$beta_{rm eff}/ell$$などの実験データを、パルス中性子法の説明とともに示す。また、拡散コードであるSRACシステムのCITATIONと核データライブラリJENDL 3.2を用いて、$$beta_{rm eff}/ell$$の計算も行った。これらの$$beta_{rm eff}/ell$$の測定値と計算値はよく一致している。

論文

Adjustment of total delayed neutron yields of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu by using results of in-pile measurements of effective delayed neutron fraction

桜井 健; 岡嶋 成晃

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 12 Pages, 2002/10

積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2の$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCA における合計6つの炉心で実施された$$beta_{eff}$$ベンチマーク実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。さらに、調整後の収率をテストするために、高速炉臨界実験装置ZPRで実施された$$beta_{eff}$$実験の解析を行った。調整後の収率を用いることにより、$$beta_{eff}$$計算値の誤差が低減し、$$beta_{eff}$$計算値が実験値により良く一致するようになった。

論文

Adjustment of total delayed neutron yields of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu in JENDL-3.2 using benchmark experiments on effective delayed neutron fraction $$beta_{eff}$$

桜井 健; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.19 - 30, 2002/01

https://doi.org/10.3327/jnst.39.19
 被引用回数：6 パーセンタイル：38.93(Nuclear Science & Technology)

積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2の$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCAにおける合計6つの炉心で実施された$$beta_{eff}$$実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。調整の結果、$$^{238}$$Uの収率は7MeV以下でほぼ一様に約3%小さくなった。熱エネルギーにおいて、$$^{239}$$Puの収率は2.6%大きくなり$$^{235}$$Uの収率は0.9%小さくなったが、他のエネルギー点では、これら2つの核種の収率の調整量は0.3%未満であった。これら調整を行った収率を用いることにより、$$beta_{eff}$$計算値の誤差が低減し、$$beta_{eff}$$計算値が実験値により良く一致するようになった。

論文

Re-evaluation of the effective delayed neutron fraction measured by the substitution technique for a light water moderated low-enriched uranium core

中島 健

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1120 - 1125, 2001/12

https://doi.org/10.3327/jnst.38.1120

計算コードと核データ検証用ベンチマークデータを取得するために、軽水減速低濃縮UO$$_{2}$$炉心の実効遅発中性子$$beta_{eff}$$を再評価した。$$beta_{eff}$$は置換法により測定されていたが、今回の評価では、反応度の測定に関する最新の知見をもとに置換反応度を見直すとともに、過去の測定では無視されていた補正(燃料棒と置換した吸収体の吸収断面積の差に関する補正)を計算により行った。この結果、ベンチマークデータとして使える軽水炉系の$$beta_{eff}$$を取得できた。JENDL-3.2ライブラリと輸送コードTWODANTを用いた計算との比較では、計算値が実験誤差をわずかに上回る過大評価となった。

報告書

BETA: $$beta$$$$_{eff}$$実験解析プログラム

加藤 雄一*; 岡嶋 成晃; 桜井 健

JAERI-Data/Code 99-006, 71 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-006.pdf:3.14MB

$$beta$$$$_{eff}$$実験と解析に必要なパラメータを計算するコードBETAを開発した。BETAは、Driven因子、中性子相関実験での空間補正因子(g因子)、随伴中性子束で重みづけたg因子、炉心全体の核分裂率、随伴中性子で重みづけた炉心全体の核分裂率を計算する。また、BETAは、種々の遅発中性子データから実行遅発中性子割合を計算する。これらの計算には、SLAROM,POPLARS,TWOTRAN-IIで得る中性子束、随伴中性子束に用いる。本レポートでは、BETAの入力データ及びJCLに関するマニュアル、計算に必要なファイル、入出力例を示した。

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

https://doi.org/10.3327/jnst.35.963
 被引用回数：2 パーセンタイル：24.22(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

JENDL-3.2遅発中性子データに関する問題点

岡嶋 成晃

核データニュース(インターネット), (56), p.190 - 193, 1997/00

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/pdf56/no56-25.pdf

JENDL-3.2の遅発中性子スペクトルデータに誤りがあった。本来のSaphierの値を用いると、実効遅発中性子割合$$beta$$$$_{eff}$$が、-1~+3%変わることがわかった。

論文

Evaluation of delayed neutron data for thermal fission of U-235 based on integral experiments at semi-homogeneous experiment

金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.673 - 681, 1988/09

https://doi.org/10.3327/jnst.25.673
 被引用回数：8 パーセンタイル：64.66(Nuclear Science & Technology)

半均質臨界実験装置(SHE)の積分量に関する実験値と計算値との比較に基づいた間接測定により、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの熱中性子核分裂に対する遅発中性子データの評価を行なった。評価に使用した積分量は、動特性パラメータ、燃料棒の反応度価値及び可燃性毒物棒の反応度価値である。実験値に対する計算値の比の、1から偏差の自乗和を最小にするという条件のもとで、実効遅発中性子分率$$beta$$eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数$$lambda$$の両者についてその最確値を決定した。その結果、$$beta$$effの最確値はkeepinの遅発中性子データセットを用いて得られる値よりもかなり大きいことがわかった。また、その最確値はENDF/B-IVよりもENDF/B-Vを用いた場合の$$beta$$eff値に近い。一方、$$lambda$$の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対する$$lambda$$の値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。

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