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報告書

FCAを用いた軟スペクトル場における$$^{238}$$Uドップラー効果の測定(共同研究)

安藤 真樹; 川崎 憲二*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 松浦 豊*; 金子 裕司*

JAERI-Research 2005-026, 39 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-026.pdf:4.37MB

軽水炉でのドップラー係数評価の信頼性向上に資することを目的とし、FCAを用いて軟スペクトル場(ウラン燃料及びMOX模擬燃料)において$$^{238}$$Uのドップラー効果を測定した。MOX模擬燃料体系では、減速材ボイド率により中性子スペクトルを系統的に変化させた。測定には外径の異なるピン形状サンプルを用い800$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果実験データを取得した。JENDL-3.2を用い、従来のFCA高速炉体系でのドップラー効果の実験解析に用いてきた標準的な解析手法により解析を実施した。その結果、予測精度の燃料組成やサンプル組成に対する依存性はなく、ほぼ全サンプルについて計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。中性子スペクトルを変化させたMOX模擬燃料体系については、予測精度のスペクトル依存性も見られなかった。

報告書

JENDLによる核種生成量予測精度の検討

奥村 啓介; 大木 繁夫*; 山本 宗也*; 松本 英樹*; 安藤 良平*; 辻本 和文; 笹原 昭博*; 片倉 純一; 松村 哲夫*; 青山 卓史*; et al.

JAERI-Research 2004-025, 154 Pages, 2005/01

JAERI-Research-2004-025.pdf:19.46MB

本報告書は、シグマ研究委員会・核燃料サイクル専門部会・核種生成量評価ワーキンググループ(WG)における平成13$$sim$$15年度の活動成果についてまとめたものである。同WGでは、軽水炉及び高速炉で照射されたUO$$_{2}$$又はMOX燃料、及び高速炉で照射されたアクチノイド試料に対する照射後試験の解析を、JENDL-3.2, JENDL-3.3及びその他の海外の核データライブラリとORIGENコードやより詳細な解析コードを使用して行った。これらの結果から、核種生成量評価の予測精度の現状と問題点が論じられる。さらに、最新のJENDL-3.3に基づくORIGENコード用のPWR, BWR, FBR用の断面積ライブラリの作成,ORIGEN計算への中性子スペクトルインデックスの導入検討、及びORIGENユーザーへの核種生成量評価に対する期待精度のアンケート調査といった活動の成果についても報告する。

論文

Calculation of nuclear characteristic parameters and drawing subcriticality judgment graphs of infinite fuel systems for typical nuclear fuels

奥野 浩; 高田 友幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(4), p.481 - 492, 2004/04

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

「臨界安全ハンドブック」の「データ集」改訂のため、核特性パラメタを計算し、未臨界判定図を作成した。核特性パラメタは、無限中性子増倍率,移動面積及び拡散係数で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価に用いられる11種類の典型的な燃料についてであった。これらの燃料には「データ集」に記載のなかったADU-H$$_{2}$$O, UF6-HF及びPu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$-UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$溶液が含まれる。計算は、日本の評価済核データJENDL3.2及び一連の臨界計算コードSRAC,POST及びSIMCRIを用いて実施した。未臨界判定図は、中性子増倍率がkinf=0.98を満たす領域を(a)ウラン濃縮度,239Pu/Pu比、あるいはプルトニウム富化度と(b)H/(Pu+U)比という2つの変数間において、無限媒質での同じ燃料(UF6-HFを除く)について描いた。未臨界判定図の制限についても議論した。

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。

報告書

FCAを用いた岩石型燃料に添加する共鳴吸収物質のドップラー効果測定

安藤 真樹; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二

JAERI-Research 2003-029, 72 Pages, 2003/12

JAERI-Research-2003-029.pdf:3.41MB

ROX燃料に添加する共鳴物質としてエルビウム(Er),タングステン(W),トリウム(ThO$$_{2}$$)に着目し、これら物質のドップラー効果に対する計算予測精度の検証を行うことを目的とし、FCAを用いて実験を行った。実験は、高速炉体系(XX-2)と中速スペクトル体系(XXI-1D2)において、800$$^{circ}$$Cまでのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、核データにJENDL-3.2を用い、FCA標準解析手法を基本計算とし実験値と計算値を比較した。また、SRACシステムを用いた解析を行い、SRACによる計算の予測精度の傾向を調べるとともに、基本計算の解析結果と比較した。輸送補正を施した基本計算の解析の結果、XX-2炉心では全般的に過小評価となり、XXI-1D2炉心では計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。SRACシステムによる解析の結果、ErサンプルではSRACの方が3%$$sim$$10%小さい計算値を与え、Wサンプルでは、SRACの方が2%$$sim$$5%大きな計算値を与えることがわかった。またThO$$_{2}$$サンプルでは、XX-2炉心ではSRAC解析$$>$$基本計算であるのに対して、XXI-1D2炉心ではその逆となった。

論文

Revised data for 2nd version of Nuclear Criticality Safety Handbook/Data Collection

奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典

JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10

この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k$$_{rm inf}$$, M$$^{2}$$, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。

論文

Measurement of radiation skyshine with D-T neutron source

吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.63

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,$$gamma$$線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.7$$times$$10$$^{11}$$n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1$$mu$$Sv/h,0.01$$mu$$Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次$$gamma$$線に関しては6MeVの高エネルギー$$gamma$$線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,$$gamma$$)反応によると考えられる。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 2; Burnup calculations

辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06

マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。主要核種($$^{235}$$U and $$^{239}$$Pu)とドジメータサンプルの予備燃焼解析結果をもとに、サンプル照射位置での中性子束を決定した。この論文(Part.2)では、燃焼解析と実験結果との比較を行った。その結果、$$^{234}$$U, $$^{238}$$Pu, Am及びCmに対するFIMAは若干計算値は課題評価する傾向にあるもの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかしこれらの核種に対する$$^{148}$$Ndの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細設計を行うにはさらに改善されていく必要がある。幾つかの核種、特に$$^{238}$$Puと$$^{242}$$Puの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 2; Burnup calculations

辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.63(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。本研究では、これらの放射化学分析データと燃焼解析による計算値との比較を行い、マイナーアクチノイド断面積データの検証を行った。その結果、$${}^{234}$$U、$${}^{238}$$Pu、Am及びCmに対するFIMAは、若干計算値は実験値を過大評価する傾向にあるものの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかし、これらの核種に対する$${}^{148}$$Ndの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細解析を行うには今後さらに改善されていく必要がある。いくつかの核種、特に$${}^{238}$$Puと$${}^{242}$$Puの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。

報告書

Extended calculations of OECD/NEA phase II-C burnup credit criticality benchmark problem for PWR spent fuel transport cask by using MCNP-4B2 code and JENDL-3.2 library

黒石 武; Hoang, A.; 野村 靖; 奥野 浩

JAERI-Tech 2003-021, 60 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-021.pdf:4.56MB

OECD/NEAベンチマーク問題II-Cにおいて提案されたPWR使用済み燃料輸送容器を対象に、軸方向燃焼度分布の非対称性による反応度効果について研究した。炉内中性子束測定に基づき、軸方向燃焼度分布は21の組成領域で模擬される。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4B2と核データライブラリーJENDL-3.2を用いて、3次元モデルの臨界計算を実施した。アクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に加え、アクチニドのみ考慮する手法についても実施した。計算の結果、燃焼度A.O.の増加に伴って、実効増倍率及び端部効果はほぼ直線的に増加することが示された。また、より高い燃焼度に対して、燃焼度分布非対称性の端部効果への感度はより高い。軸方向分布を持つ燃焼度に対して、核分裂源分布は、燃料下端部より燃焼度の低い上端部に向かってピークがシフトするという強非対称になった。さらに、平均燃焼度の増加に伴って、核分裂源分布のピークはより高くなった。実測値から得られた最も非対称性の強い軸方向燃焼度分布を用いてアクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に基づく実効増倍率計算結果と比較することより、一様燃焼度分布を仮定したアクチニドのみ考慮する手法の保守性を定量的に評価することができる。

論文

日本原子力研究所Fusion Neutronics Source(FNS)におけるD-T中性子スカイシャイン実験

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 高橋 亮人*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 79(3), p.282 - 289, 2003/03

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管、$$gamma$$線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された中性子線量分布に対し、JENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、230mまでは、実験値とよく一致することがわかった。遠方における差異の原因としてはレムカウンターの感度のエネルギー依存性に問題があると考えている。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは150mまでよく実験値を再現することがわかった。本実験においては、2次$$gamma$$線による線量は、中性子による線量の1/50であり、MCNPによる計算と良く一致した。以上により、MCNPによる計算はスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることがわかった。

報告書

Evaluation of covariances for resolved resonance parameters of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, and $$^{239}$$Pu in JENDL-3.2

河野 俊彦*; 柴田 恵一

JAERI-Research 2003-001, 36 Pages, 2003/02

JAERI-Research-2003-001.pdf:1.67MB

$$^{235}U$$,$$^{238}U$$,$$^{239}Pu$$の分離共鳴パラメータの共分散を評価した。主要アクチニド核種では非常に多くの分離共鳴が観測されているが、原子炉計算では、分離共鳴そのものの誤差よりも、平均断面積の誤差の方が重要である。分離共鳴パラメータの共分散を推定する簡便な手法を開発した。本手法は、平均断面積の誤差に基づいて分離共鳴パラメータの共分散行列を求めるものである。この方法を用いて、JENDL-3.2に格納されている重要なアクチニド核種の分離共鳴パラメータの共分散を求め、その結果をJENDL-3.2共分散ファイルに収納した。

論文

Critical and subcritical mass calculations of curium-243 to -247 based on JENDL-3.2 for revision of ANSI/ANS-8.15

奥野 浩; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1072 - 1085, 2002/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.51(Nuclear Science & Technology)

臨界及び未臨界質量を243Cmから247Cmの5核種のキュリウム同位体の球に対して計算した。燃料は金属系及び金属と水の混合系で、3種類の反射条件(裸,水反射体付き,ステンレス鋼反射体付き)を考慮した。計算は、主に連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2の組合せを用いて実施した。その他の評価済み核データファイルENDF/B-VI及びJEF-2.2も中性子増倍率の計算結果の評価済み核データファイルの違いに起因する相違を見い出すために適用した。評価済み核データファイルへの大きな依存性が計算結果に見い出された。

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

Benchmark experiment for physics parameters of nitride fuel LMFBR at FCA

飯島 進; 安藤 真樹; 大井川 宏之

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/10

FCAにおいて、窒化物燃料高速炉模擬実験を実施した。測定したNaボイド反応度価値やPu,B$$_{4}$$C反応度価値をこれまでにFCAで実施した金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬実験の結果と比較するとともに、これらの炉物理量の計算精度を評価したベンチマーク試験を行った。計算はJENDL-3.2及び当研究グループで開発した高速炉炉物理特性計算コードシステムを用いて行った。Pu及びB$$_{4}$$C反応度価値は、炉心間の相違は小さく、計算精度も良く似た傾向を示した。一方、Naボイド反応度価値は、窒化物燃料炉心の値が他の炉心のものと比べて小さくなる特性を示した。計算は10%程度の相違で、各炉心のNaボイド反応度価値を評価した。

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

MATXS files processed from JENDL-3.2 and -3.3 for shielding

今野 力; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1037 - 1040, 2002/08

現在、JENDL-3.3の評価と並行してその積分テストがシグマ委員会の遮蔽積分テストWGで行われている。遮蔽積分テスト活動の一環としてJENDL-3.3からNJOYコードを用いてMATXSファイルを整備し、TRANSXコードで多群ライブラリーを作成した。比較計算のためにJENDL-3.2からMATXSファイルを作成した。本論文は、この断面積処理及び処理の妥当性検証のために行ったテスト計算,ベンチマーク計算についてまとめたものである。

論文

Analyses of high energy neutron streaming experiments using DUCT-III

増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄; 中野 秀生*; 田山 隆一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1268 - 1271, 2002/08

NMTC/JAERI97とJENDL-3.2ベースのライブラリを用いた。MCNP4Aによる計算で整備された高エネルギー中性子アルベドを追加して、ストリーミング簡易計算コードDUCT-IIIが作成された。このコードを高エネルギー中性子ストリーミング実験の解析に適用した。本コードは非しきい反応の反応率の測定値とモンテカルロ計算を十分に再現することができた。しかしながら、しきい反応の反応率に対する再現性は不十分であった。

論文

Uncertainty analyses in the resolved resonance region of $$^{235}U$$, $$^{238}U$$, and $$^{239}Pu$$ with the Reich-Moore $$R$$-matrix theory for JENDL-3.2

河野 俊彦*; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.807 - 815, 2002/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.4(Nuclear Science & Technology)

分離共鳴パラメータの共分散を推定する簡易的手法を開発した。主要アクチニド核種では多数の分離共鳴が存在するが、炉物理計算においては共鳴パラメータそれ自身より、それから計算される平均断面積の誤差が重要となる。今回開発した手法では、誤差伝播則により、適切な平均断面積誤差を与えるような分離共鳴パラメータの共分散行列を導出する。この手法を用いて、JENDL-3.2に収納されている$$^{235}U$$,$$^{238}U$$,$$^{239}Pu$$のReich-Moore型共鳴パラメータの共分散を算出した。

論文

Experiments and analyses on sodium void reactivity worth in uranium-free fast reactor at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 安藤 真樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.729 - 735, 2002/07

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

プルトニウム燃焼用高速炉のナトリウムボイド効果の予測精度を評価することを目的として、FCAにおいてウラン・フリー高速炉を模擬した体系を構築した。比較検討のため、プルトニウム及び炭素ボロンの反応度価値も、ナトリウムボイド反応度価値とともに測定した。プルトニウムサンプル反応度価値の軸方向分布と、4種の$$^{10}$$B濃縮度に対する炭化ボロンサンプル反応度価値は、いずれも精度良く計算できていることがわかった。ナトリウムボイド反応度価値に関しては、特に非漏洩成分の予測精度が悪いことがわかった。計算と実験の不一致は、ウラン・フリー高速炉における非漏洩成分のエネルギー依存性が特殊であることに起因している。

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