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論文

Gamma detector response simulation inside the pedestal of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06

Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.

報告書

HTTR炉心解析における制御棒モデルの検討

長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05

JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB

MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%$$Delta$$k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%$$Delta$$k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。

論文

Monte Carlo radiation transport modelling of the current-biased kinetic inductance detector

Malins, A.; 町田 昌彦; Vu, T. D.; 相澤 一也; 石田 武和*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 953, p.163130_1 - 163130_7, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.69(Instruments & Instrumentation)

Radiation transport simulations were used to analyse neutron imaging with the current-biased kinetic inductance detector (CB-KID). The PHITS Monte Carlo code was applied for simulating neutron, $$^{4}$$He, $$^{7}$$Li, photon and electron transport, $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reactions, and energy deposition by particles within CB-KID. Slight blurring in simulated CB-KID images originated $$^{4}$$He and $$^{7}$$Li ions spreading out in random directions from the $$^{10}$$B conversion layer in the detector prior to causing signals in the $$X$$ and $$Y$$ superconducting Nb nanowire meander lines. 478 keV prompt gamma rays emitted by $$^{7}$$Li nuclei from neutron-$$^{10}$$B reactions had negligible contribution to the simulated CB-KID images. Simulated neutron images of $$^{10}$$B dot arrays indicate that sub 10 $$mu$$m resolution imaging should be feasible with the current CB-KID design. The effect of the geometrical structure of CB-KID on the intrinsic detection efficiency was calculated from the simulations. An analytical equation was then developed to approximate this contribution to the detection efficiency. Detection efficiencies calculated in this study are upper bounds for the reality as the effects of detector temperature, the bias current, signal processing and dead-time losses were not taken into account. The modelling strategies employed in this study could be used to evaluate modifications to the CB-KID design prior to actual fabrication and testing, conveying a time and cost saving.

論文

Simulation study of the effects of buildings, trees and paved surfaces on ambient dose equivalent rates outdoors at three suburban sites near Fukushima Dai-ichi

Kim, M.; Malins, A.; 吉村 和也; 佐久間 一幸; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦; 長谷川 幸弘*; 柳 秀明*

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105803_1 - 105803_10, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

放射能被害地域において空間線量率のシミュレーション精度を向上させるには、環境内の放射性核種の異なる分布、例えば、農地, 都市, 森林の放射能レベル差を考慮して現実的にモデル化する必要がある。さらには建物, 樹木, 地形による$$gamma$$線の遮蔽効果をモデルに考慮すべきである。以下に、福島県の市街地及び農地の3次元モデルの作成システムの概要を述べる。線源設定は$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csの放射能分布をモデルのさまざまな環境要素に異なる分布設定が可能である。構造物については、現地の建物モデルにおいては日本の典型的な9種類の建物モデルを用いて作成される。また、樹木については広葉樹と針葉樹モデル、地形モデルは、地形を考慮した地表面モデルを取り込んだ。計算対象のモデルの作成時は、数値標高モデル(DEM),数値表面モデル(DSM)及びユーザー編集の際にサポートする対象領域のオルソ画像で作られる。計算対象のモデルが作成されたら、放射線輸送解析計算コードであるPHITSに適したフォーマットでシステムから出力される。上記のシステムを用いて、福島第一原子力発電所から4km離れた地域でかつ、まだ除染作業が行われてない郊外を計算対象としてモデルを作成した。モデル作成後、PHITSによる空間線量率の計算結果は走行サーベイの実測値との相関があった。

論文

PARaDIM; A PHITS-based Monte Carlo tool for internal dosimetry with tetrahedral mesh computational phantoms

Carter, L. M.*; Crawford, T. M.*; 佐藤 達彦; 古田 琢哉; Choi, C.*; Kim, C. H.*; Brown, J. L.*; Bolch, W. E.*; Zanzonico, P. B.*; Lewis, J. S.*

Journal of Nuclear Medicine, 60(12), p.1802 - 1811, 2019/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

従来の内部被ばく研究では、CT画像などに基づき構築したボクセル人体ファントムを適用し、線量評価データを解析することが一般的であった。しかし、皮膚や膜状組織などをより精密に表現できるポリゴンメッシュ人体ファントムの開発が進められており、内部被ばく研究でもこのファントムを用いた評価が要求されている。しかし、モンテカルロ放射線輸送計算コードにこのファントムを取り込んで計算を行うことは、コードに精通していない場合は難しい現状となっている。そこで、PHITSの使い方に関する詳しい知識を持たないユーザーでも、このファントムを用いた内部被ばく線量計算が簡単にできるツールPARaDIMを開発した。このツールでは、グラフィカルインターフェースにより、使用する四面体メッシュファントムの選択や臓器毎の放射性核種の設定、そしてPHITSの実行が操作できる。このツールを用いた実行例をいくつか示し、先行研究との比較を行うことで、本ツールの有用性を確認した。

論文

Validating polarization effects in $$gamma$$-rays elastic scattering by Monte Carlo simulation

Omer, M.; 羽島 良一*

New Journal of Physics (Internet), 21(11), p.113006_1 - 113006_10, 2019/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:50.85(Physics, Multidisciplinary)

Nuclear resonance fluorescence (NRF) is a promising technique for nondestructive assay (NDA) of nuclear materials. Its strength is improved when polarized $$gamma$$-ray beams are used as probes because the polarized $$gamma$$-rays provide an asymmetry in the intensity of the scattered photons. Nonetheless, NRF interaction takes place with other interactions such as elastic scattering of $$gamma$$-rays. These interactions are unavoidable background which may limit the sensitivity of the NRF technique. Therefore, estimating polarization effects of elastic scattering is a significant factor in assessing the NRF method. Here, we implement a new Monte Carlo simulation to account for polarization effects of the elastic scattering. The simulation is based on explicit expressions driven in the Stokes parameters formalism. The scattering amplitudes of Rayleigh, nuclear Thomson, and Delbr${"u}$ck scattering processes have been superimposed into a two-orthogonal set of complex amplitudes. This set is then exploited to construct the core of the simulation in a way such that the simulation could handle arbitrary polarization states of the incoming beam and correspondingly generate polarization states for the outgoing beam. This work was supported by the subsidiary for promotion of strengthening nuclear security or the like of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

論文

Dosimetric dependence of ocular structures on eye size and shape for external radiation fields of electrons, photons, and neutrons

古田 琢哉; El Basha, D.*; Iyer, S. S. R.*; Correa Alfonso, C. M.*; Bolch, W. E.*

Journal of Radiological Protection, 39(3), p.825 - 837, 2019/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

人の眼球には多様性があるにもかかわらず、これまでの眼球に対する線量計算シミュレーションでは、ほぼ全ての研究で標準的な一つのモデルが採用されてきた。そこで、本研究では新たに開発した大きさ及び変形が可能な数値眼球モデルを利用し、モンテカルロ放射線輸送計算コードPHITSを用いて、標準的な照射場(AP, PA, RLAT, ROT等)での電子線,光子線および中性子線による眼球内組織の線量を計算した。ここでは、5種類(標準,大型,小型,近視形状型および遠視形状型)の極端な眼球モデルの計算結果の比較に基づき、組織の吸収線量への眼球の大きさや変形が与える影響を解析した。電子線では線量の集中性が高く、吸収線量は眼球表面からの組織の深さに大きく依存して変化する。このため、眼球の大きさや変形に伴い、組織全体の深さ位置が変化することによる吸収線量への顕著な影響が見られた。これに対し、光子線や中性子線では電子線に比べて線量の集中性が弱いため、眼球の大きさや変形による影響が小さいことがわかった。

論文

Solomon; A Monte Carlo solver for criticality safety analysis

長家 康展; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

燃料デブリ体系に対する臨界安全解析のために新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発した。Solomonは、通常の臨界安全解析だけでなく、燃料デブリを含む損傷した原子炉の炉心の臨界安全解析もできるように設計されている。本論文では、Solomon開発の現状について述べ、乱雑化ワイエルシュトラス関数モデル, ボクセル形状を重ね合わせた乱雑化ワイエルシュトラス関数モデルの応用について紹介する。

論文

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:3 パーセンタイル:10.22(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。

論文

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

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

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

論文

Continuous energy Monte Carlo criticality calculation of random media under power law spectrum

植木 太郎

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2019) (CD-ROM), p.151 - 160, 2019/00

物理・力学的な系は、極端な無秩序の下で、逆冪乗則パワースペクトルの状態に進展していくことが知られている。本著者は、確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数による広範な逆冪乗則パワースペクトルの模擬を検討し、乱雑化無秩序媒質のモデル機能を、連続エネルギーモンテカルロ法ソルバーのデルタ追跡法を用いて検証した。数値計算例として、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのTopsy炉心に基づく乱雑化体系の臨界性評価の揺らぎについて報告する。

論文

Overview of computational frog models

木名瀬 栄; Mohammadi, A.*; G$'o$mez-Ros, J.-M.*

Computational Anatomical Animal Models; Methodological Developments and Research Applications, p.5_1 - 5_9, 2018/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

There are limited investigations on the computational frog models and the organ dose evaluations for frogs in environmental protection. In this article, computational frog models and their applications are reviewed to share some perspectives of frog model development in the near future. The authors hope that 3D printing frog phantoms with adequate tissue substitutes should be developed for the validation of the dosimetric quantities by the Monte Carlo simulations.

論文

A Scalable and deformable stylized model of the adult human eye for radiation dose assessment

El Basha, D.*; 古田 琢哉; Iyer, S. S. R.*; Bolch, W. E.*

Physics in Medicine and Biology, 63(10), p.105017_1 - 105017_13, 2018/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:46.12(Engineering, Biomedical)

眼の水晶体に対する年間線量限度の推奨値の引き下げが国際放射線防護委員会より発表されて以降、眼の詳細構造に対する線量予測システムの構築に関心が高まっている。これを受けて線量評価に用いる詳細な数値眼球モデルがいくつか開発されたが、いずれのモデルも典型的な球形・通常サイズの正常視眼球モデルであった。そこで、サイズおよび形状の変更が可能で放射線被ばく及び眼疾患の放射線治療のシミュレーションに使用できる解析関数眼球モデルを開発した。この眼球モデルを利用したシミュレーションの一例として、前方照射条件での電子および光子の放射線輸送計算を実行し、入射エネルギーを変化させた場合の眼球内詳細構造に対する線量応答を調べた。前方照射条件のため、各構造の深さ位置が重要で、眼球サイズが大きい場合や近視のために眼球が扁長変形を持つ場合は、通常サイズの正視の場合に比べて各構造が深い位置にずれるため、エネルギー応答が少し高エネルギー側にシフトする傾向があることがわかった。

論文

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 and Biology, 63(9), p.09NT02_1 - 09NT02_9, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:77.26(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。

論文

Characterization of germanium detectors for the measurement of the angular distribution of prompt $$gamma$$-rays at the ANNRI in the MLF of the J-PARC

高田 秀佐*; 奥平 琢也*; 後藤 文也*; 広田 克也*; 木村 敦; 北口 雅暁*; 古賀 淳*; 中尾 太郎*; 酒井 健二; 清水 裕彦*; et al.

Journal of Instrumentation (Internet), 13(2), p.P02018_1 - P02018_21, 2018/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

In this study, the germanium detector assembly, installed at the Accurate Neutron Nuclear Reaction measurement Instruments (ANNRI) in the Material and Life Science Facility (MLF) operated by the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC), has been characterized for extension to the measurement of the angular distribution of individual $$gamma$$-ray transitions from neutron-induced compound states. We have developed a Monte Carlo simulation code using the GEANT4 toolkit, which can reproduce the pulse-height spectra of $$gamma$$-rays from radioactive sources and (n,$$gamma$$) reactions. The simulation is applicable to the measurement of $$gamma$$-rays in the energy region of 0.5-11.0 MeV.

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:31.63(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

A Power spectrum approach to tally convergence in Monte Carlo criticality calculation

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(12), p.1310 - 1320, 2017/12

AA2017-0413.pdf:1.05MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:20.55(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法臨界計算での実効増倍率・燃料集合体出力等の信頼区間算出においては、中心極限定理に基づくタリー標準化関数の分布収束の判定が根本的に重要である。この課題に対処するため、タリー標準化関数のパワースペクトル評価手法を開発したことを報告する。具体的には、タリー標準化関数のブラウン橋への分布収束により、タリー標準化関数のパワースペクトルが周波数の逆2乗則分布に収束することを導出し、パワースペクトルの対数分布の勾配の算出を通して分布収束を診断できることを示した。また、分布収束の不十分さを、非整数ブラウン運動モデルにより評価できることも示した。本開発手法の妥当性を、加圧水型軽水炉の局所出力および燃料・コンクリート系デブリモデルを例として、検証した。

論文

Monte Carlo simulations of the n_TOF lead spallation target with the Geant4 toolkit; A Benchmark study

Lerendegui-Marco, J.*; Cort$'e$s-Giraldo, M. A.*; Guerrero, C.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他114名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03030_1 - 03030_4, 2017/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

Monte Carlo (MC) simulations are an essential tool to determine fundamental features of a neutron beam, such as the neutron flux or the $$gamma$$ ray background, that sometimes can not be measured or at least not in every position or energy range. Until recently, the most widely used MC codes in this field had been MCNPX and FLUKA. However, the Geant4 toolkit has also become a competitive code for the transport of neutrons after the development of the native Geant4 format for neutron data libraries, G4NDL. In this context, we present the Geant4 simulations of the neutron spallation target of the n TOF facility at CERN, done with version 10.1.1 of the toolkit. The first goal was the validation of the intra-nuclear cascade models implemented in the code using, as benchmark, the characteristics of the neutron beam measured at the first experimental area (EAR1), especially the neutron flux and energy distribution, and the time distribution of neutrons of equal kinetic energy, the so-called Resolution Function. The second goal was the development of a Monte Carlo tool aimed to provide useful calculations for both the analysis and planning of the upcoming measurements at the new experimental area (EAR2) of the facility.

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:34.86(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

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.

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