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Nuclear data processing code FRENDY; A Verification with HTTR criticality benchmark experiments

藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k$$_{rm eff}$$ and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.


Feasibility study on tritium recoil barrier for neutron reflectors of research and test reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03

JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応による$$^{6}$$Li(n$$_{t}$$,$$alpha$$)$$^{3}$$Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。


Evaluation of tritium release into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)



Thick target neutron yields from 100- and 230-MeV/nucleon helium ions bombarding water, PMMA, and iron

Tsai, P.-E.; Heilbronn, L. H.*; Lai, B.-L.*; 岩田 義之*; 村上 武*; Sheu, R.-J.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 449, p.62 - 70, 2019/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

100および230MeV/核子のヘリウムイオンが厚い鉄, PMMA,水ターゲットで止まった際に放出される二次中性子について波形弁別法と飛行時間法を用いて液体シンチレータで測定した。測定値を分析したところ、二次中性子は入射粒子の破砕、入射粒子と標的原子核の重複部からの放出、標的核の蒸発の成分に分類できることが分かった。測定された中性子収量の二重微分,角度微分,生成総量については、PHITS, FLUKA, MCNPの各計算コードのベンチマークに使用した。デフォルトのモデルを使用したこれらのコードの計算値は、低中エネルギーで中大角度に放出された場合の、実験値とよく一致した。一方、PHITSの核反応モデルは一部の核反応メカニズムで改善が必要なことも見いだされ、本実験結果はモデル改良にとって重要な参考データとなる。


Computation speeds and memory requirements of mesh-type ICRP reference computational phantoms in Geant4, MCNP6, and PHITS

Yeom, Y. S.*; Han, M. C.*; Choi, C.*; Han, H.*; Shin, B.*; 古田 琢哉; Kim, C. H.*

Health Physics, 116(5), p.664 - 676, 2019/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:77.19(Environmental Sciences)

国際放射線防護委員会(ICRP)のタスクグループ103により、メッシュ形状の線量評価用人体ファントム(MRCPs)の開発が進められている。この人体ファントムは、将来的には線量評価で用いる標準人体モデルとして採用される予定である。そこで、このMRCPファントムに対するベンチマーク計算を主なモンテカルロ粒子輸送計算コード(Geant4, MCNP6およびPHITS)で行った。様々な粒子およびエネルギーで外部および内部被ばくの計算を実施し、計算時間やメモリ使用量をコード間で比較した。また、ボクセルファントムに対する計算も行い、コード毎の異なるメッシュ表現による性能の違いについて調べた。MRCPのメモリ使用量はGeant4およびMCNP6で10GB程度であったのに対し、PHITSでは1.2GBと顕著に少なかった。また、計算時間に関してもGeant4およびMCNP6ではボクセルファントムに比べてMRCPの計算時間は長くなる傾向を示したが、PHITSでは同程度もしくは短縮する傾向を示した。


Implementation of random sampling for ACE-format cross sections using FRENDY and application to uncertainty reduction

近藤 諒一*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 多田 健一

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2019) (CD-ROM), p.1493 - 1502, 2019/00




石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11




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.*

European Physical Journal; Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11

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。


Monte Carlo uncertainty quantification of the effective delayed neutron fraction

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.539 - 547, 2018/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:73(Nuclear Science & Technology)

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によって$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。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、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析における$$beta_{rm eff}$$の妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりも$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対する$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分は$$^{235}$$Uの遅発中性子収率に起因することが分かった。


Multi-threading performance of Geant4, MCNP6, and PHITS Monte Carlo codes for tetrahedral-mesh geometry

Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Lee, H. S.*; Shin, B.*; Kim, C. H.*; 古田 琢哉

Physics in Medicine & Biology, 63(9), p.09NT02_1 - 09NT02_9, 2018/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:31.73(Engineering, Biomedical)

輸送計算コードGeant4, MCNP6, PHITSのマルチスレッド並列計算の実行性能について、異なる複雑さを持つ三体の四面体メッシュファントムを用いて調査した。ここでは、光子と中性子の輸送計算を実行し、初期化にかかる時間、輸送計算の時間及び、メモリ使用量と並列スレッド数の増加に対する相関関係を評価した。初期化にかかる時間は、ファントムの複雑化に伴い増加するものの、並列スレッド数にはあまり依存しないという傾向が三つ全ての計算コードで見られた。輸送計算の時間については、マルチスレッド並列計算に独立タリーの設計を採用しているGeant4では高い並列化効率(40並列で30倍の高速化)が見られたのに対し、MCNP6及びPHITSではタリー共有化による遅延のために、並列スレッド数増加に対する高速化の頭落ちが見られた(40並列でもMCNPは10倍、PHITSは数倍の高速化)。その一方で、Geant4は計算に必要なメモリ容量が大きく、並列スレッド数増加に対するメモリ使用量の増加もMCNP6やPHITSに比べて大きいことが分かった。また、PHITSの特筆すべき点として、メモリ使用量はファントムの複雑さやスレッド数によらず、他の二つの計算コードに比べて、顕著に小さいことも分かった。


Investigation of uncertainty caused by random arrangement of coated fuel particles in HTTR criticality calculations

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

Annals of Nuclear Energy, 112, p.42 - 47, 2018/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.64(Nuclear Science & Technology)

Coated fuel particle (CFP) is one of important factors attributing to the inherent safety feature of high temperature engineering test reactor (HTTR). However, the random arrangement of CFPs makes the simulation more complicated, becoming one of the factors affects the accuracy of the HTTR criticality calculations. In this study, an explicit random model for CFPs arrangement, namely realized random packing (RRP), was developed for the whole core of HTTR using a Monte-Carlo MCNP6 code. The effect of random placement of CFPs was investigated by making a comparison between the RRP and conventional uniform models. The results showed that the RRP model gave a lower excess reactivity than that of the uniform model, and the more number of fuel columns loading into the core, the greater the difference in excess reactivity between the RRP and uniform models. For example, the difference in excess reactivity increased from 0.07 to 0.17%$$Delta$$k/k when the number of fuel column increased from 9 to 30. Regarding the control rods position prediction, the RRP showed the results, which were closer to experiment than the uniform model. In addition, the difference in control rods position between the RRP and uniform models also increases from 12 to 17 mm as increasing number of fuel columns from 19 to 30.


Benchmark of neutron production cross sections with Monte Carlo codes

Tsai, P.-E.; Lai, B.-L.*; Heilbronn, L. H.*; Sheu, R.-J.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 416, p.16 - 29, 2018/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:47(Instruments & Instrumentation)

薄膜ターゲットを用いた15種類の照射条件について、中性子生成断面積のベンチマークを実施した。条件は、核子当たり135$$sim$$600MeVの$$^{12}$$C, $$^{20}$$Ne, $$^{40}$$Ar, $$^{84}$$Kr, $$^{132}$$Xeイオン照射、$$^{nat}$$Li, $$^{nat}$$C, $$^{nat}$$Al, $$^{nat}$$Cu, $$^{nat}$$Pbターゲットを組み合わせたものである。実験値を4つのシミュレーション法(1)PHITS 2.73 (JQMDとGEMモデル)、(2)PHITS 2.82 (JQMD 2.0とGEMモデル)、(3)FLUKA 2011.2c (RQMD 2.4とFLUKA脱励起モデル)、及び(4)MCNP6-1.0 (LAQGSM 03.03とGEM2モデル)による結果と比較した。本研究は計算コードユーザーだけでなく、PHITS-JQMDモデル開発者にとっても有益な情報をもたらすものであり、加速器施設安全や重粒子線治療、宇宙放射線科学の発展に資する将来の重イオン核反応物理モデルの改良へも寄与するものである。


FRENDY; A New nuclear date processing system being developed at JAEA

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

EPJ Web of Conferences, 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.08

原子力機構では、新たな核データ処理システムFENDY(FRom Evaluated Nuclear Data libralY to any application)の開発を開始した。本発表では、FRENDYの概要と同時にFRENDYを使用した連続エネルギーモンテカルロコードMVP, PHITS及びMCNP用の断面積作成とその妥当性検証結果について説明する。


Development and verification of a new nuclear data processing system FRENDY

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.806 - 817, 2017/07


 被引用回数:20 パーセンタイル:95.35(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、評価済み核データJENDLやMARBLE2, SRAC, MVP, PHITSをはじめとした多くの核計算コードの開発を実施してきた。JENDLやこれらの核計算コードは多くの国々で広く使われているが、核計算コードが利用する断面積ライブラリを生成する核データ処理システムについてはこれまで日本では開発されておらず、NJOYやPREPROなどの諸外国の核データ処理システムを利用してきた。新しい核データライブラリが公開された際に、核計算コード用の断面積ライブラリを独立かつ適切に処理するため、原子力機構では新しい核データ処理システムFRENDYの開発を2013年から開始した。本論文では、FRENDYの概要、特徴そして検証について説明する。


Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP

松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07



Numerical investigation of the random arrangement effect of coated fuel particles on the criticality of HTTR fuel compact using MCNP6

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:66(Nuclear Science & Technology)

This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k$$_{rm inf}$$) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k$$_{rm inf}$$ of about 0.32-0.52%$$Delta$$k/k than the NUP model. In additions, the difference of k$$_{rm inf}$$ could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k$$_{rm inf}$$ was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.


Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6

Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).


Integral test of international reactor dosimetry and fusion file on graphite assembly with DT neutron at JAEA/FNS

太田 雅之; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1847 - 1850, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.47(Nuclear Science & Technology)

最近、国際原子炉核融合ドシメトリファイル1.0(IRDFF 1.0)がIAEAから公開された。IRDFF 1.0の妥当性を検討するため、IAEAは新しい協力研究計画(CRP)を開始した。本CRPのもとに、我々は、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、疑似円筒のグラファイト体系での積分実験を行った。等価半径31.4cmで厚さ61cmのグラファイト体系をDT中性子源から約20cmの位置に設置した。IRDFF 1.0のドシメトリ反応に対する多くの箔を、体系の中心軸上のグラファイトブロックの隙間に貼り付けた。DT中性子の照射後、ドシメトリ反応の反応率を箔放射化法により測定した。この実験を、実験体系および中性子源を詳細にモデル化して、モンテカルロ計算コードMCNP5-1.40と最近の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて解析した。IRDFF 1.0をドシメトリ反応の応答関数として用いて計算した反応率と、実験から求めた反応率を比較した。さらに、JENDL Dosimetry File 99を用いて求めた反応率とも比較を行った。IRDFF 1.0を用いた計算結果は実験値との良い一致を示した。


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:7 パーセンタイル:61.4(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。


Inter-code comparison of TRIPOLI${textregistered}$ and MVP on the MCNP criticality validation suite

Brun, E.*; Zoia, A.*; Trama, J. C.*; Lahaye, S.*; 長家 康展

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.351 - 360, 2015/09

本論文は、CEA Saclayと原子力機構で行われている、選抜ICSBEPベンチマーク問題に対するモンテカルロコードTRIPOLI${textregistered}$とMVPのコード間比較についての共同研究の結果を発表するものである。本研究の目標は、臨界安全における厳密なコード間比較を行うため、共通のモンテカルロ入力データを用意することである。参照入力データとして、他のモンテカルロコード開発者が将来簡単にコード間比較できるよう、MCNP臨界計算妥当性評価ベンチマーク集を用いることとした。コード間比較の目的のため、MCNPの入力データを近似なく翻訳し、TRIPOLI${textregistered}$とMVPの入力データを作成した。両コードともENDF/B-VII.0を用い、オリジナルMCNP入力データとできる限り同じ条件で計算を行った。この要旨では、BIGTENベンチマークの予備結果のみ示す。本論文では、31ベンチマーク問題すべての結果を示す予定である。将来、このデータベースは、核データ評価の感度解析、CPU時間と性能指数の比較にも役立つであろう。

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