核融合炉材料の中性子透過ベンチマーク実験と二次中性子を考慮した誤差解析法の開発

聚变反应堆材料中子传输基准实验及考虑二次中子的误差分析方法开发

• 批准号: 60050015
• 负责人: 岡 芳明
• 金额: $ 2.56万
• 依托单位: The University of Tokyo
• 依托单位国家: 日本
• 项目类别: Grant-in-Aid for Fusion Research
• 财政年份: 1985
• 资助国家: 日本
• 起止时间: 1985 至 无数据
• 项目状态: 已结题
• 来源: https://kaken.nii.ac.jp/grant/KAKENHI-PROJECT-60050015/
• 关键词: 中性子断面積; 輸送計算法; 誤差解析; 摂動論; 飛行時間法; OKTAVIAN; 14MeV中性子; JENDL-3PRI; ENDF; B-【IV】; クロム; トリチウム増殖比; 二次中性子分布

中性子透過ベンチマーク実験としては、大阪大学オクタビアンを用いてクロム平板、LiF球、テフロン球からの透過中性子スペクトルを中性子飛行時間法を用いて測定した。Crの実験は、連続エネルギーをンテカルロ計算コードMCNPで解析した。その結果JENDL-3PRIの二次放出中性子分布は14MeVの弾性散乱が45°方向で過大なこと、非弾性散乱は連続レベル、離散レベル、とも前方で過小評価であることがわかった。LiF球とテフロン球の実験の1次元のNITRANコードによる予備解析では1MeV以下で大きい不一致がみられる。又、SUS304平板と石灰岩コンクリート平板の実験解析がENDF/B-【IV】データを用いてMCNPコードで行われ、SUS304についてはCrの断面積に起因する不一致が6〜11MeVにおいてみられた。石灰岩コンクリートでは一致は比較的よいことがわかった。しきい反応断面積については、これまで測定データのない【^(98)Mo】(n,a)【^(95)Zr】反応等の測定がなされた。中性子輸送計算に含まれる誤差は中性子断面積の不確定によるものと、計算方法に伴うものに大別される。前者については、二次中性子の角度分布、エネルギー分布の不確定さの影響を考慮できる感度・誤差解析コードシステムSUSDを開発した。後者については、1次摂動論を用いて散乱断面積のルジャントル展開の影響等を評価する方法を開発した。米国のBCSSのブランケットを対象に誤差評価を行ったところ トリチウム増殖比は【^7Li】やFeの中性子断面積の不確定に起因する誤差の寄与が大きく(5〜6%)、散乱断面積のPe展開による誤差は小さい(0.7%〜0.3%)ことがわかった。又、高速漏洩中性子束は42群構造のGICX-40を用いた計算では、McNPに比してファクター3〜4の過小評価になることもわかった。

The neutral particles were measured by the time of flight method using the medium particle plate, LiF sphere, and the neutral particles. Cr is the most important part of the MCNP analysis. The results show that the distribution of secondary emission neutrals of JENDL-3 PRI is 14 MeV, and the direction of scattering is 45 °. The distribution of secondary emission neutrals is too large, and the distribution of secondary emission neutrals is too small. LiF sphere and the implementation of the 1-dimensional NITRAN network, the preparation of analysis, but 1 MeV below the large number of inconsistencies. In addition, SUS 304 plate and limestone plate analysis of ENDF/B-[IV] data for use in the MCNP line, SUS 304 plate and Cr cross-section area of the cause of inconsistency between 6~11 MeV. Limestone The measurement of the cross-section area of the [^(98) Mo](n, a)[^(95) Zr] is performed. The calculation of neutral sub-transport contains errors such as uncertainty of neutral sub-sectional area and calculation method. In the former case, the influence of uncertainty on angular distribution and distribution of quadratic neutrals is considered. Sensitivity and error analysis are developed. The latter method was developed to evaluate the influence of scattered area on the development of the first order kinetic theory. The error of BCSS in China is large (5~6%) and the error of Pe expansion of scattered area is small (0.7%~0.3%). In addition, the calculation of GICX-40 with high-speed leakage neutral beam structure is carried out in the middle of the calculation.

项目成果

UTNL-R. 0178. (1986)

UTNL-R。

Nucl.Eng.Design/Fusion. (1986)

核工程设计/融合。

日本原子力学会昭和61年年会予稿集. B13. (1986)

日本原子能学会 1986 年年会论文集 (1986)。

日本原子力学会昭和61年年会予稿集. E62. (1986)

日本原子能学会 1986 年年会论文集 (1986)。