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JAERI - M 86-121
1 9 8 6 ^ 8 H
Japan Atomic Energy Research Institute
JAER I -M
86-121
核種崩壊データライブラリ ]DDL及び
妓種生成崩壊計算コードCOMRADの作成
1 986年 8H
内泌倣苧・!反 f変ir・JJ:J反 均
Ji-倉純一
日 本原 子力研究所
Jopon Atomic Energy Reseorch Institute
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Department of Technical Information. Japan Atomic I-.nergy Research Institute, Tokai-mura. Naka-gun. Iharaki-ken 319-11, Japan.
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Inquines ahout availability of the reports shoulu be auuresseu to Information Division
Dピpartmentof Technical Information, Japan !¥tomiじI:nergy Research Institute、Tukai-
mura, ~aka-gun , Iharaki-kcn 319-11町 Japan
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JAERI-M 86-121
(1986 *P 7 J3 24 B § S )
J D D L i i t ^ a - KC0MRAD£ffr£L!t o JDDLIi , ftSfO^x- ? ^ffifj Ktlht^K, £ t L T § ¥ « § W f t i £ f - ? 7 T- -f ^ENS DPA>tif^glc Lfco S * M ^ © f e S ( c o ^ r C © f - *
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i
]AERI -M 86-121
核種崩墳データライブラリ ]DDL及び核種生成崩填計算コード COMRADの作成
日本原子力研究所東海研究所燃料安全工学部
内藤倣孝。原 俊治事・井原 均
片倉純一
( 1986年 7月24日受理)
核燃料施設の安全評価1<::必要な使用済燃料中の各核種の量,放射能強度,放出 r線.fi線及
び中性子のエネルギー・スベクトル,崩壊熱等を計算するために,核種崩境データライブラリ
]DDLと計算コードcm依 ADを作成した。 ]DDLは,最新の核データを取り入れるために,主
として評価済核構造データファイルENSDFから作成した。短半減期の核種についてとのデータ
ファイルを補充するために,日本核データ委員会で評価された]NDCデータセットも使用した。
乙れらのデータを用いる乙とにより,照射後短期から長期lζ渡る計算が可能となった。
東海研究所。〒319-11茨城県那珂郡東海村白方字白桔 2-4
-アイ・エス・エ Jレ株式会社
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Development of Nuclear Decay Data Library JDDL, and Nuclear Generation and Decay Calculation Code COMRAD
Yoshitaka NAITO, Toshiharu HARA*, Hitoshi IHARA and Jun-Ichi KATAKURA
Department of Fuel Safety Research Tokai Research Establishment
Japan Atomic Energy Research Institute Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken
(Received July 24, 1986)
For safety evaluation of nuclear fuel facilities, a nuclear decay data library named JDDL and a computer code COMRAD have been developed to calculate isotopic composition of each nuclide, radiation source intensity, energy spectrum of y-ray and neutron, and decay heat of spent fuel. JDDL has been produced mainly from the evaluated nuclear data file ENSDF to use new nuclear data. To supplement the data file for short life nuclides, the JNDC data set were also used which had been evaluated by Japan Nuclear Data Committee. Using these data, calculations became possible from short period to long period after irradiation.
Keywords : Nuclear Decay, Data Library, JDDL, Nuclear Generation, Computer Code, Spent Fuel, Radiation Source Intensity, ENSDF, COMRAD
* ISL Co. Limited
ii
JAER1-M 86-121
Deve10p回巴ntof Nuc1ear Decay Data Library JDDL,
and Nuc1ear Generation and Decay Ca1cu1ation Code COMRAD
Yoshitaka NAITO, Toshiharu HARA大, Hitoshi lHARA
and Jun-Ichi KATAKURA
Department of Fuel Safety Research
Tokai Research Estab1ishment
Japan Atomic Energy Research 1nstitute
Tokai..mura, Naka-gun, 1baraki-ken
(Received Ju1y 24, 1986)
For safety eva1uation of nuc1ear fue1 faci1ities, a nuc1ear decay
data library named JllOL and a computer code COMRAD have been deve10ped
to ca1cu1ate isotopic composition of each nuc1ide, radiation source
intensity, energy spectrum of y-ray and neutron, and decay heat of spent
fue1. JDDL has been produced main1y from the eva1uated nuc1ear data
fi1e ENSDF to use new nuc1ear data. To supp1ement the data fi1e for
short 1ife nuc1ides, the JNDC data set were a1so used which had been
eva1uated by Japan Nuclear Data Committee. Using these data, ca1cu1a-
tions became possib1e from short period to 10ng period after irradiation.
Keywords Nuc1ear Decay, Data Library, JDDL, Nuc1ear Generation,
Computer Code, Spent Fue1, Radiation Source Intensity,
ENSDF, COMRAD
大 1SLCo. Limited
"
JAERI-M 86-121
. it tabic l ftjig-r-? • y 4 7*7 U JDDL 2
2. 1 JDDLfFJ&ffl^x.^ 2 2.2 M S S J t r - ? • 7 7 -f -^ENSDFWMS 4
2.2. 1 ENSDF©$ES 4 2.2.2 E N S D F ^ M L T f M J c L f c x - ? • y A 7*7 U PDDL 7
2. 3 JDDLft-JSa - K • 17 2.3.1 JDDLft -JS^- Kfflitg- 17
2.3.2 JDDU / F/jJc3-K-r<£ffl t5I+»#'4 18 2.3.3 J D D L f f l u n - K]f5it i -e©rtg 21 2.3.4 J D D L f M a - K J DDL-MAKER ©$ffl///£ 22
Mffitf.lM'if iH-fM - KCOMRAD 25 3. 1 3 - Kffl lg 25 3.2 &^JMit.tmm 27
3.2. i wmz-.bmmmmm 27 3.2.2 ^ttT-SRO'thUrtroliff- 30
3.3 COMRADtTflfifflt5f-^ • 7-( 7*7 U 31 3.3.1 l i K S H 7*7 'JONEGL 31 3.3.2 ^i'i-THahMlfWar-i' • yi 7*7 ') 51
3.4 COMRADE- KfflilJp^fg 61 3.4.i s i7>^isn7 , -c«cDRa4ftS(is i*"i t»t2><iSi 6i 3.4.2 Mtm&.ffimmi&y4 •?? >)*m^zman^mamommmmm ••• 6i
3.5 3 - KWJtljg 65 3.5.1 « t 5 t 7 ' A - f y i K 65 3.5.2 fif'g-7'"-^ - I ' j r 73 3.5.3 - r - ? • 7 7 -f ^©(*l'#iff''it 79
3.6 AttiTjffJit 89 3.6. 1 KMift 89 3.6.2 thtlWyA 106 3.6.3 'J3 7"%>mjZ 108 tfWm 109
4. i mmm 109 4.2 mmmRsommmaw- 131
^•**fflpSi 133
jAERI -M 86 -121
目 J大
l はじめに
2 崩壊データ・ライブラリ JDDL ・H ・..……・・…・・・……・.......・H ・-………・ー…… 2
2.1 ]DDL作成の考え方 …...・H ・..…-……-一………………….....・ H ・・ H ・H ・-・田… 2
2. 2 評価済骸データ・ファイノレENSDFの処理 一………・-………...・H ・..…………… 4
2.2. 1 ENSDFの概要 ・………・・-…・.....……・・・・……一………………… 4
2.2.2 ENSDFを処理して作成したデータ・ライブラリ PDDL ……...・ H ・.....・H ・ 7
2.3 ] DDL作成コ ド ……………・…-………・.......・H ・..……………...・ H ・..……・・田… 17
2.3.1 J DDL作成コードの概要 …・……・・...・................…….....・ H ・.....・ H ・・ 17
2.3.2 ]DDL作成コードで使用する計算方法 ...・H ・...........…・……………...・H ・.. 18
21.3 ]DDLのレコード形式とその内容 ・・・ー…・・・ー・………-・…・・・…・・・・・・.....…. 21
2.3.4 ] DDL作成コード ]DDL-MAKERの使刷 }j法 .....・H ・…...・ H ・..……・・… 22
1 段話作成iJ1i境計算コ ドCOMRAD …...・H ・..…目・・・・………・……・・..……・・………. 25
:1.1 コー ドの概要 ...........................・・・・・・・田……・・・・・・・・・・....... … ... ・・・ ・・…… 25
:1.2 基本}j程式と解法 ...・ H ・-・・・・……………...・H ・・・ ・・・・・ H ・H ・……...・H ・H ・H ・..... 27
3.2. 1 核種生成崩蟻量の計算 ...・H ・.....・ H ・H ・H ・.....・... …...・H ・...........・H ・.....・H ・. 27
3.2.2 中性子東及び比出力の計算 ……....……・...…・・ー…・…-……………H ・H ・... 30
3.3 COMRADで使用するデータ・ライフラリ …一………………….......・H ・..…-… 31
3.3.1 群定数ライブラリ ONEGL ..・……・田・….......一一一-…-…・・・・一……...... 31
3.3.2 中性子放出量計算用データ・ライブラリ 目H ・H ・-目…・・……….....………・-… 51
3.4 COMRADコードの追加機能 ………...・ H ・…・…一………...・ H ・-・田…...・H ・H ・H ・ 61
3.4.1 群分離された後の絞種生成樹填量を計算する機能 ..........・ H ・-・…...・H ・..… 61
3.4.2 燃焼度依存核種組成ライブラリを用いた部分負荷運転時の核種組成計算 … 61
3.5 コードの構成 ……...・H ・H ・H ・-………...・H ・...……………ハ………………-…… 65
3. 5町 l 惜成するサフツレ チンと機能 ...・ H ・..…...・H ・..…………・.....・H ・..…………… 65
3.5.2 所要データ・エリア ・-…-・…...・H ・..……...・H ・..……….....・ H ・..…………・・ 73
3.5.3 データ・ファイノレの内容と形式 ………...・ H ・..………………-……-・…・・… 79
3.6 入出力形式 …………...・ H ・......….....・ H ・H ・H ・...........・H ・..…...・...……………田・ 89
3.6.1 入力形式 …....・H ・..…...・ H ・.........・ H ・...………-……...・ H ・..…・-………….. 89
3.6.2 出力形式 ....・ H ・...・H ・.......・H ・H ・H ・...……・…………....・H ・-…....・H ・..……・ 106
3.6.3 ジョフ晶制御文 ・……....・ H ・.....・…H ・H ・......・H ・-….....・ H ・-・…-…・・・・...…・・ 108
4. 計算例 .....・H ・-……H ・H ・.....…H ・H ・..…・・...・H ・..…....・H ・-…………....…-…....・ H ・ 109
4. 1 燃焼計算 ....・H ・-…...・H ・......・H ・...・H ・H ・H ・....……・-…...・H ・.........・H ・..…...・H ・. 109
4.2 瞬時照射時の崩壊熱計算 …...・ H ・....…...・ H ・..................・H ・..…………...・H ・.... 131
5. 今後の課題 ...・H ・..…...・H ・.......・ H ・-目、H ・H ・.....・ H ・....…......……-…..........・H ・..…… 133
111
JAERI-M 86-121
m & 133 # # £ « 134
mm •. siffi©PDDLK§ins&sffifflm*a» 135
iv
]AERI -M 86 -121
謝辞……………………...・H ・............…...・H ・...・H ・…・……...........・.......………….. 133
参考文献 …….. ・・ H ・H ・-……...…………...・ H ・..…..………...・ H ・........・ H ・......・H ・..….. 134
附録・現在のPDDLiζ含まれる各核種の情報量…・-……………・・・・・………............. 135
IV
JAERI-M 8 6 - 121
C o n t e n t s
1. Introduction 1 2. Nuclear data library JDDL 2 2.1 Concept of JDDL 2 2.2 Processing the evaluated nuclear data file ENSDF 4 2.2.1 Summary of ENSDF 4 2.2.2 Data library PDDL produced from ENSDF 7
2.3 JDDL production computer code 17 2.3.1 Summary of the JDDL production code 17 2.3.2 Calculation techniques used for the code 18 2.3.3 Record format and contents of JDDL 21 2.3.4 User's manual for the JDDL production code JDDL-MAKER ... 22
3. Nuclear generation and decay calculation code COMRAD 25 3.1 Outline of the code 25 3.2 Fundamental equation and it's solution technique 27 3.2.1 Calculation of nuclear generation and decay 27 3.2.2 Calculation of neutron flux and power ratio 30
3.3 Data library used for COMRAD 31 3.3.1 One group constants library ONEGL 31 3.3.2 Data library for neutron emission calculation 51
3.4 Additional functions of COMRAD 61 3.4.1 Decay calculation of group wise nuclides 61 3.4.2 Nuclear generation and decay calculation at partial
load operation with burn-up dependent nuclear data library 61
3.5 Code structure 65 3.5.1 Subroutines and their functions 65 3.5.2 Required data area 73 3.5.3 Contents and format of data file used 79
3.6 Input and output format 89 3.6.1 Input format 89 3.6.2 Output format 106 3.6.3 Job control language 108
4. Sample calculation 109 4.1 Burn-up calculation 109 4.2 Decay power after fission burst 131
5. Remarks to be proved 133
1
V
]AERI -M 86 -121
Contents
1. Introduction .....•..•.•.•..•......•........••....••..•.•..•..• 1
2. Nuc1ear data library JDDL .•....••••••••.•.•.....•......••..••. 2
2.1 Concept of JDDL . • ., • . • . • • . . . . . • . • . • • • . • ., . • • • • • . • • • .. • • • • • • 2
2.2 Processing the eva1uated nuc1ear data fi1e ENSDF .•.•.•.•.•. 4
2.2.1 Summary of ENSDF . . • . • . • . . • • • . • . . . . . . . • . • . • . . . . . • • • • • • . . 4
2.2.2 Data 1ibrary PDDL produced from ENSDF ••...•.••. .... .•.• 7
2.3 JDDL product ion compu ter code .. .. .. .. .. .. .. .. .. • .. .. .. .. .., 17
2.3.1 Summary of the JDDL production code ...•••••.••.••.••... 17
2.3.2 Ca1cu1ation techniques used for the code .....••••••.•.. 18
2.3.3 Record format and contents of JDDL ......... ............ 21
2.3.4 User's manua1 for th巴 JDDLproduction code JDDL-MAKER .•• 22
3. Nuc1ear generation and decay ca1cu1ation code COMRAD •••••••.•• 25
3.1 Out1ine of the code ........................................ 25
3.2 Fundamenta1 equation and it's so1ution technique •••.••••.•. 27
3.2.1 Ca1c・~1ation of nuc1ear generation and decay •• •••• •••••• 27
3.2.2 Ca1cu1ation of neutron f1ux and power ratio .••.•••••.•. 30
3.3 Data 1ibrary used for COMRAD .... • ... .. .. .. .. .. .. .. .. .. .. ... 31
3.3.1 One group constants library ONEGL ................. ..... 31
3.3.2 Data 1ibrary for neutron emission ca1cu1ation ••••.••••• 51
3.4 Additiona1 functions of COMRAD ............................. 61
3.4.1 Decay ca1cu1ation of group wise nuc1ides •••••••••••••.• 61
3.4.2 Nuc1ear generation and decay ca1cu1ation at partia1
10ad operation with burn鴫 updependent nuc1ear data
1ibrary •. •• •. • . • • • • . . . • ., . .• . .. . • •. .. • • . • .• ... . •. . ., • .. 61
3.5 Code structure .•..••..•••••.••.••••..•••.•.•.•••.•.•.••••.• 65
3.5.1 Subroutines and their functions ........................ 65
3.5.2 Required data area ..................................... 73
3.5.3 Contents and format of data fi1e used .•••••.•.•.•••• .•• 79
3.6 Input 征 ldou tput format • . • . . . . . . . • . . . . • • . • . . • • . • . • • . • . ., ... 89
3.6.1 Input format ....•••••...•....••..•.••.....•.....•••.•.. 89
3.6.2 Output format ..........................................106
3.6.3 Job contro1 1anguage ...................................108
4. Samp1e ca1cu1ation •. . • • • • • . • " • . • •• • •• • •• . • . • . . • • . • . . ., . . .• . .. 109
4.1 Burn-up ca1cu1ation ..•. • • . •• • . • • • . • . • . . • • ., • • . . . . • • . . . . . .. • 109
4.2 Decay power after fission burst •••.•••.
V
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Acknowledgement 133 References 134 Appendix Information of each nucl ide contained in the present
data Library PDDL 135
Vi
jAERI -M 86 -121
Acknow1edgement • . • • . • . • . • • • . . . • . • . • . • . • . . . • . • . • . • . • . . • • . • . . . . . . . •• 133
References • • . . . . • • . • • • • • • • • . . . • . • . • . • . . . • . • . • . • • . • . . • . • . • . . . . . . • .. 134
Appendix Information of each nuc1ide contained in the present
data Library PDDL • . . . . . . • • . . . . . . . . . . . • . . . • . . • . • . . . . . . . .. 135
vl
JAERI -M 86-121
1. l± C db iz
l f ! ? 3 - K i LTfSj^HTffiDCHAIN ' ^ - K^ORIGEN 2 , 3 ) - T - K# Hi ' Lii'fsgJJ! * n £ „
7"-">;JJDDL (JAERI Decay Data Library) •iftt<io C(DC tWtf&ttS.itiin (i.lf-{iffi£W£$i§7 7 -f^ENSDF (Evaluated Nuclear Structure Data File ) 4 )
JDDLffM'fl&lif$^-*ltmiri±ENSDF&}m7'--l't LXn^tio fi L , ENSDFIi* I f - ? £,!f-ffi LTiKfrt L fc &©-?£> 0 , *a£<ftf£ffi©t'£ < 'Jif$-r - ? 0 f i i> | )O i ;o i 'T» ti'mii /uTt,- i><= *^x%^r-9©&-<,^mwc-D^xaemmT-zmI'saia, •> T^M^-efpbS • ijf-ffi^nfc JNDC (Japanese Nuclear Data Committee ) x - ? 5 ) £ ffiHJ-f 5 C £ £ L / c „ -tOfdl, ENSDF f c t t & ^ f t - O ^ A l ^ f i - ^ x - ? • f-f^jL^ju^-, J£
Jit±jil^/-;JDDL £fH£-t5'>*f-A(Cf;£, ENSDF £ M LTrjJ|?J] 7 A 7*7 'J - PDDL (Prel iminary Decay Data L i b r a r y ) £ f M i r S M M i , PDDL^fcfWS £ £ feK
€coftk©£.g-/i tfff i^iI*Lr JDDL£ftl£-f 5$&6£#';&So fSfiii, ¥ ^ ^ * ^ * ' - & 0 > ' f f l
icj;*) , gf L ^ S g ^ x - ^ SfciilF-fHilcJc^efeiT^nSENSDF ©tS^*ii^A>lc|!jip Af t5
£ » J D D L ZKU'r&mcotk&liiimMZstWt Z 3 - KCOMRAD $ K L / ; „ COMRAD
W-liDCHAIN a - Kit, r S ^ ? h^fflllW-liFPGAM 6 ) ^ - KIC, MjrMi-j'©,rl'SUi ORIGEN-JR 7 )l^a-ri'l>rt,>.5o £ © i o Kf1-»- : ?)£ti#.*?-i*£Hn\ f£ft£g&7^ 7'7 y £*«wicsuf-r ztticxijfasnttos <• >ai-w=> - Ks-ma-r a c £#-?#fc„
* n - Kmf^figlcfcO, «£**(!© 0 RIG EN 3 - K f c f f i - o r i ^ g t ^ ^ S ^ a - K'-efr-pC tvxz&xiict£5iikic, an©ST-"- fFffi ^ofigm iS^^Kge pWFmicisia* £ -£ 5 £ £ #-£-£ 5 =fc 9 left -o fco
S 2 t t l i f - ? 7 ' ( ^ 7 U JDDL©{ffiglCol>T, l 3 | t « l 4 l S f f l i l t l 3 - K COMRAD Of i l f iR i^S l i co^ r , 35 4 ^ t c I t g W c - 3 ( , ' T * - r £ £ K J; <0 COMRAD =• - K©
- 1 -
jAERI -M 86ー 121
1.はじめに
絞燃料施設の安全性評価作業を行うためには,取t及う核種の衛類と世,放射能強度,般i:ljガン
マ線および中性子の強度,エネノレギ・ 1ベクトノレ,崩境熱Ij等が必袋である。とれ等を算出する
計算コ ドとして我が同では DCHAINJ)コードや ORIGEN2, :1)コードがしばしば{創刊される。
ζれ等コ ドlζ使則される定数ライブラリが作成されてきたが,それ等は庵々の出典のデータの
寄せ集めが多くまた,定数ライブラリ作成ノレーチンも十分には+整備されていない。
以上の現状を改善するために,出典のはっきりした評価済データを系統的に処珂して定数ライ
ブラリ.JDDL (JAERI Decay Data Library) を作bXLtニ。乙の乙とが可能となったの
は評価済み骸構造ファイノレ ENSDF(Evaluated Nuclear Structure Data File) 4)
が米国を中心に整備され,そのl詞際的評自lIi作業の体制ができあがったことによる。したがって,
]DDLの作成は崩壊データ lζ関してはENSDFを孫礎データとして11った。但し, ENSDFは実
験デ タを,ll価して収納したものであり,);¥i寿命絞荷のごとく夫験デ-'1のないものについての
情報は含んでいなし、。そ乙で実験データのない定数についてはf1H論H}?:を閉し、る乙とにし,シグ
7委員会で作成・評価された ]NDC(Japanese Nuclear Data Committee)データ 5)を
使用することとした。その他, ENSDF に納められていなL、必要なデ タ・平均エネノレギー,広
l氏阪府と励起核種との分岐比,骸分裂収率等を計算および他のデータ・ファイノレより求めた。
以上述べた]DDLを作成するシステムには, ENSDFを処即してrjl/1Jlライブラリー PDDL
(Preliminary Decay Data Library)を作成する機能と, PDDLを処即するとともに
その他の必要な情報を追加して ]DDLを作成する機能とがある。後高ーは,平均エネノレギー及び基
底絞極と励起核種との分岐比の算出,核種を更新し出典を伐す,崩境系列に基づき累積核分裂収
率を計算ーする機能を訂する。乙のみー式でライブラリー作成のための処fiHシステムを作成したとと
により,新しい実験デ タまたは評価値により改訂される ENSDFの情報を速やかに取り入れる
ととができるようになり,他の評価データとω更新も容易となった。
乙の ]DDLを用いて核種の生成崩壊量を計算するコード COMRADを開発した。 COMRAD
コ ドでは,核燃料サイク Jレの安全評価lζ必要な使用済燃料中の肢積母,崩壊熱 T線, β線及
び中性子線の強度が計算できるようになっている。また,このコードでは,核種生成樹域量の計6)
算はDCHAINコ ドlζ ,T線ヌベクト lレの計算はFPGAM コート‘lこ,放出中性子の,;/算は
ORIGEN -]R 7)に基ついている。乙のように計算手法は在来手法を則い,使則定数ライブラ
リを系統的に整備するととにより信頼性の高い計1草コードを作成する乙とができた。
本コードの作成により,従来米国のORIGENコードに頼っていた計算を国産コードで行う乙
とができるようになるとともIC,我国の核デ タ評価作業の成果を速やかに安全解析作業lζ反映
させるととができるようになった。
第 2章で崩境データライブラリ ]DDLの作成について,第 3章で骸種生成崩壊計算コード
COMRADの構成と機能について,第 4章に計算例について示すととにより COMRADコードの
使用手引書として使用できるようにした。
JAERI-M 86-121
mi IT-? ' 7>fr^';jDDL
2.1 JDDLfl=fiK(D#;t£
]DDLl$mW&$&,&M'&7 rl ^ E N S D F £ g J & f - ? < h - f S t i i L r i ' S o L£>LENSDF
w#^^-feiiciiJniiE^5^SA s*So x.mm&&mmf'g-zrz-%mi£kntz7-< •?? u £
PDDL7 0 ' 7 U £fFJ$L, B^ftfe^ 7'7 U £FJH>T, -KUtt-r- ^gSTS^'ilSU^-a -? TJDDL7-T 7'7 U W S ^ ^ f A i L / ; 0 S^f lcf f . -5#x. / j iMiffc5S : tMS0' '€O'am ; £-
1) $ ig*? i J0 i i f t ^-[IH'MLfcPDDLIiENSDF © ^ - t r l S / S ^ n r ^ S ^ ' , ^©ii/Hilf^'J^ii - > t ^ 6 its]
-aaTffl/?-iwJa-r5s^^ita*ifiii7-i' y? uice^TE^^i-ti^^^^fco
T«ff l$nfc JNDCx-^«-ff l l>T^aff l i i f l0*^fofc o t ©Jf &©ii#T*ft£ LT i) P D D L t r - « £ € £ n T i ' S k © (ENSDFIc*C5$a) (£-=><•'TliiT^T PDDL©ffl£H]
lii) ffliSIS?iJlc:^lf^4L;4-^J;-5MSTLfcSaigcSc-r6^aoti9PDDLffl|Fl]-HftS!«
U ( ± f f l . ^ ; & # i t L T 3 - KSrfFbJtl (Fig. 1#JS), M^r(t^ff l^S? 'J©ftEI^- !-'£{£$
LTf-d©ASi > £ t £58IS Lfco
JNDC
MASS 66 NO MASS 6?
NO
MASS 68
NO
MASS 69
NO
MASS NO 70
ENSDF
Cr — Mn-Fe —CofNi —Cu—Zn—Go—Ge
Cr —Mn-Fe —CoH-Ni — Cu— Zn — Go-Ge Cu
I Cr — Mn-Fe -Co—Ni f-Cu—Zn —Ga—Ge -As
m Z n "Ge
^ l\ l\ Mn -Fe —Co—Ni j-Cu—Zn -Ga—Ge - A s - Se
A Cr—Mn-Fe -Co—Ni4-Cu-*Zn-Go— Ge—As-Se
Fig. 1 Attachment of the decay chains of JNDC to ENSDF'S
- 2 -
]AERI -M 86 -121
2. 崩壊データ・ライブラリ]DDL
2.1 JDDL作成の考え方
]DDLは評価済み核構造ファイノレ ENSDFを基礎デ タとする乙ととしている。しかLENSDF
は実験データを収集したものであるため,実験データの少ないものは精度が悪く,現状では理論
的考察をもとに追加修正する必要がある。又核種生成崩域計算までを考慮lζ入れたライブラリと
するには更に核分裂収率等のデータも取り入れる必要がある。そ乙で ENSDFのみを処.fI11して
PDDLライブラリを作成し,更に他ライブラりを用いて,必要なデ タの更新及び追加を行っ
て ]DDLライブラリとするシステムとした。更新l己伴う考え方と更新lζ至る背崇及びその効果を
以下K示す。
1)崩填系列の追加
今回作成したPDDLはENSDFのみで構成されているが, その崩i裏系列を追ってみると[Ol
ー質量でのr崩壊する短寿命核種が他ライブラリ K較べて足りないととがわかった。
そこで乙れらの核種を補うために ]DDL作成システムに核種追加機能を周忌しシグ7 委員会
で整備された ]NDCデータを用いて核種の追加を行った。 乙の場合の更新条件として
i) PDDLで整備されているもの (ENSDFIC有る核種)についてはすべて PDDLの値を則
いる。
ii) 更新する核種は同一質量崩壊系列の中で PDDLの最小原子番号より小さい核種のみとする。
lii)崩壊系列K矛盾が生じないよう更新した核種と接続する核種つまり PDDLの同一質壁崩境
系列の中で・最小原子番号をもっ核種は親核種の情報のみを更新する。
以上の点を考慮してコ ドを作成し (Fig.1参照),更新後Ic崩境系列の作図コードを使用
して矛盾の無いことを確認した。
JNDC ENSDF
MASS NO 66 斗Cr-Mn-FeーCo十トCuーZn-Go-Ge
MASS NO 67 ICr→陥ーFe-Co十NiーCu-Zn← Go← Ge
.mCu
MASS NO I I 1 68 Icr -Mn-Fe -Co-Ni ~
M管 NOlMnート日i~cu-t斗ム日MASS NO 主 |Cr-Mn-Fe -Co-Ni
Fig. 1 Attachment of the decay chains of JNDC to ENSDF'S
η,b
JAERI -M 86- 121
2) 5 p t ^ i * ^ + ' - E O S S f ENSDF <fcO ltg£ftfc¥«?x*.M=-'-££--#-a JDDLtcft LMMt£ff i©4l£ • lvU£ft&,i1-
^ f r o f c i t ^ E j ) l if i l '—Ife£jl ,6#, E r lcfci<T(i#a^20~100fcl>-ejDDLMf|ft;
<< 'SfeS 8 (Siffli^ 6 ^a i co^ r ii jNDCtr(i§f-ffifI4ffli ,r#;^±tf -a - s c ± A«^^ ofc 0 */-;i¥ffi-r5StIfflJNDC©(i(i JDDLICjfil*0 (Table 1 #88)
8 f e a © E rro^Mff-r«./;tf'C-A^<iOIi]^7 :-"-^ ( O a k r i d g e Nat ional Laborator
* < > 4 - » 5 | J P ^ S ( a , L r i > S C < t * ^ ^ o f c O ) T ' J N D C - e © # f f i J i 8 7 M S 5 ) K o ^ T E r »
Table 1 Comparison of mean energy E.
Nucl ide JDDL JNDC ( e v a l u a t e d ) JNDC ( p r e l i m i n a r y ) ENDF/B-IV
8 8 R b 0.6286 2 .4940 0.6364 0.6739
9 2 R b 0.4239 1.5660 0 .2659 0 .2614
9 3 R b 1.3796 2 .6750 1.3934 1.4146
9 5 Y 0 .8858 1.2867 0 .4883
1 3 5 T e 0.6859 2 .6200 0 .6859 2 .1773
1 3 9 X e 0.8780 2 .2390 0 .8851 0 .9275
1 4 1 C s 0 .9127 2 .1350 0 .6669 1.8249
l l t 5 B a 0 .2981 1.1590 1.9218
JAERI -M 86-121
2)平均エネノレギー Eの更新
ENSDFより計算された平均エネルギーを有する ]DDLに対L放射性核障の生成・ iJIi地鼠を,n-算するコードCOMRADを使って ]NDCデータを用いた場合との瞬時照射の計算結裂の比較
を行ったと ζ ろEβ は良L、一致を見るが, Er においては冷却時間 20-100抄で ]DDLの怖
がかなり低い乙とが分った。乙の原肉を追求してみろと,その時間での弔安な寄弓を反ほして
いる核種 8核種のうち 6核種については ]NDCでは評価値をIllo、て値を上げている ζ とがわか
った。また評価する前の ]NDCの値は]DDLIC近し、。 (Table1参照)
8核種の Erのみ更新するだけでかなり測定デ←タ COakridge National Laboratory
で行なわれたF線 ,r線スベクトノレiRlj定 7) ) ,こ近づく ζ とを舷認した。以上]NDCの評価11f(
がかなり影響を及ぼしている ζ とが分かったので ]NDCでの評価値87妓極のについて Erの
み更新を行えるシステムとした。更新を行う前後の比較同を Fig 2 iこ示す O
Tah1e 1 Comparison of mean energy Ey
Nuclide JDDL JNDC (eva1uated) JNDC (preliminary) ENDF/B-IV
88Rb 0.6286 2.4940 0.6364 0.6739
92Rb 0.4239 1.5660 0.2659 0.2614
93Rb 1. 3796 2.6750 1. 3934 1.4146
95y 0.8858 1. 286 7 0.4883
135Te 0.6859 2.6200 0.6859 2.1173
139Xe 0.8780 2.2390 0.8851 0.9275
l斗lCS 0.9127 2.1350 0.6669 1. 8249
l斗5Ba 0.2981 1.1590 1.9218
円。
JAERI-M 8 6 - 121
{ ORNL EXPERIMENT JDDL FILE
—- ENSDF
.£ 1.40
0)
ra
0.80
0.60
0.40 10° I01 I0 2 I0 3 I0 4 I05
Time after fission burst (s ) Fig. 2 Total decay power for 2 3 5 U thermal f i s s ion
3) &*rfgiK*©JgSf ENSDF IC(ife-»giR¥^^*nri>^^roTJDDLf'HfeK->^T-A!Ctg5)SiK*M«fii^
£ffl:§eL, i f f f i sSKx-^ • 7 r - f ^ E N D F / B - i V 8 ) 0)$\mft%lW.m&tlOA.n,PDDL
'Pit <0 E N D F / B - I V i PDDL ©i|Xlf<3Ka©itt >-£••£ S^&ra&ftTf i "9 Aftfc. i) JDDL ©ffl^*?ii©^ffli)IC fe ENDF / B - W KB; iCtgt f i J iK** ko^SAiife -D fcJf &(±, PDDLfflftffiffl^fflffl3!fe-ftfe-»SiR*fflfiiLTENDF/Bo IV©H«R#Si |PP ©fl^-AtlSo
ii) ENDF/B -IVfciaiatgaA^ffiLrPDDLIcSaL-Ci^iUJt^i i^ff l i f tJf lSa©?*,
i^J>SiR^ff l^ i &a)!g^ff i©ai^^§JiK^©ff lKflnx.TJDDL©ajg^ff l©344^^
£l±©,££#fl!L/;3£JilPDDL ©543Z«^SiK*©ft*iENDF/B - IV ± |E | L' 200 *'(C/i
2.2 mmfe®?-* • 7 7-fJUENSDF©*&S
2.2.1 ENSDF' JDDL©8$7-*-*£fcoT<^5l¥f f i&*&ft i i7 r 4 ^ENSDFIiNDS (Nuclear Data
- 4 -
]AERI -M 86 -121
1..60
Y ORNL EX陀 R舵 NT一一 JDDLFILE 一一-ENSDF
z o .~
vl
vl 1.40 tι 、、、::0・
EqJ :
1.20 L (J)
Z o 0..
>, 1.00
'" ιJ 畠
-;; 0.80 E E 咽c.!:)
+ 0.60 回一
Hω国
0.40 100 101 102 103 104 105
Time after fission burst (5)
Fig. 2 Total decay power for 235U thermal fission
3)絞分裂収率の更新
ENSDFIζは核分裂収率が含まれていないので jDDL作成システム lこ骸分裂収率更新機能
を用意し,評価済核デ タ・ファイノレ ENDF/8 -[11 8) の独立核分裂収率をとり入れ.PDDL
の崩壊系列,分岐比を使用して累積核分裂収率を計算し組み込んだ。乙の場合問題となるのは
やはり ENDF/8-[11と PDDLの収納絞種の違いであるが次の条件でとり入れた。
i) jDDLの劇場系列の外側lこも ENDF/8-[11 iこ独立核分裂収率をもっ核種があった場
合は, PDDLの最端の核種の独立核分裂収率の値として ENDF/80 [11の累積核分裂収率
の値を入れる o
ii) ENDF /8 -[11 IC励起核種が存在してPDDLlC存在していない場合はその励起絞種の独
立核分裂収率の値を基底舷種の独立核分裂収率の値に加えてjDDLの装底核種の独立核分
裂収率の値とする。
以上の点を考慮した結果PDDLの独立核分裂収率の和が ENDF/8 -[11と同じ 200%にな
るととを確認して累積絞分裂収率の計算を行った。
2.2 評価済核データ・ファイル ENSDFの処理
2.2.1 ENSDFの概要
JDDLの基礎データとなっている評価済み核構造ファイル ENSDFはNDS (Nuclear Data
- 4
JAERI-M 86-121
Sheets ) © S * i « 5 V - ^ 7 7 ^ ^ - r * S 0 4I°H£1 Lfc7 7 -f JI> ( 1 - 8 1 VERSION) ( tKl lgiC 36 © 7 7A ; * t , f i o t f c l 3 f - J I J t ^ t 80 ' M h ffl* - K • 4 t -i/Tz^frn, *g*fei^37^«C|fttot>tlTl>4o *©l*lgiFORMAT^*JilCiai-o
jy±©f- ' -?! i f t feSrLt . 'NDS £[H]§fgffl3crnf T\ 2 - 3 ^TftEj4ifi©l?ffi fc-if-f S
1) ENSDF © t J M & O ' F O R M A T ENSDF (iffl^f-"- ? -fe -y h , RlEf-"- ? * • ; h, 7K7"h • l^s'yb . # ' y - 7 f-*- ? -fe •, h
=f©f-'-? --fey h * ^ | j £ l 9 ^ n * ' n © t U l l : f c J ; 0 - " g - U n - K©ilSpU3 - Kffjit£ Table 2 fcJ;t>'Table 3tC^to
Table 2 The physical quan t i t i e s contained in ENSDF
Record Physical quantity
Decay data set Parent nuclide data Energy, Spin parity, Half life, Q« E C
Normalization Y-ray per 100 decay, total conversion number (S, IT, E ratio) (3-ray normalization coefficient
Daughter nuclide data Energy, Spin parity, Half life, Isomer Y-ray Energy, Relative intensity, Multiplicity,
Mixing factor S-ray Energy (measuredO, Intensity (calculated) EC S + / E C , K/L/MEC ratio, the others are same as
8-ray a-ray Energy, Intensity
Reaction data set Level Energy, Spin parity, Half life Y-ray Energy, Intensity
Adopt'Level'Gamma data s et Q value Qg' Qa Level Energy, Spin parity, Half life Y-ray Energy, Branching ratio of each level
- 5 -
)AERI -M 86 -121
Sheet s ) の基本となるソ ヌファイノレである。今回使用したファイル (1-81 VERSION)
は質量毎に 36のファイノレからなっておりデータはすべて 80バイトのカード・イメージで書かれ,
総数約 37万枚納められている。その内容と FORMATを次項lL記す。
以上のデータは最も新しい NDSと同程度の改訂度で. 2 -3年で負星連鎖の評価も一巡する
はずで,現在評価作業が進んでいる。それ故,今後ファイノレの成熟度も増すと期待できる。
1) ENSDFの物理量及び FORMAT
ENSDFは崩壊データセット,反応デ タセット,アドプ卜・レベル・ガン 7 データセット
等のデ タ・セットから成りそれぞれの物煙量および各レコードの標準レコード形式をTable
2および Table 3 iC: 示す。
Tab1e 2 The physica1 quantities contained in ENSDF
Record Physica1 quantity
Decay data set
Parent nuc1ide data Energy, Spin parity, Ha1f 1ife, QS.EC
Norma1ization y-ray per 100 decay, tota1 conversion number (S, IT, E ratio)
S-ray norma1ization coefficient
Daughter nuc1ide data Energy,臼pinparity, Ha1f 1ife, Isorner
y-ray Energy, Re1ative intensity, Mu1tip1icity, Mixing factor
S-.ray Energy (measuredO, Intensity (ca1cu1ated)
EC 日+/EC,K/L/MEC ratio, the others are sarne as S-ray
日-ray Energy, Intensity
Reaction data set
Leve1 Energy, Spin parity, Ha1f life
y-ray Energy, Intensity
Adopt ・Level・Garnmadata set
Q value QS' Qα
Leve1 Energy, Spin parity, Ha1f life
y-ray Energy, Branching ratio of each 1evel
5 -
JAERI - M 8 6 - 121
Table 3 S t a n d a r d r e c o r d format of ENSDF
o i l 1 4 a I 1 U S » J 1
6 i i t i i i i i i i i i i n i K l i t
z 1 01
3 1 2 2 1 1 1 ) I K S I T t f i 1
0 i 11 1 l 1 i IS l l l S i l l l 0 1
u i a i i t I l M i l M
S S S 4 S 5 o i l l i s l l » ! . ' ! 4 i
1 1 ! f ! ! i l ! I i ! U ! T 7 • 1 0
NUC I E OE T OT
N1IC c E OE R l rjni CC XC I I 571
NUC a tli DE I B 5ia UN
NUC E E DE 13 JIB 1 E me n DTI UN
NUC A E OE 1A 51*
NUC N N R INK NT m i l BR D M
NUC P
Ui DE 7 DT a DO
NUC r i
NUC
NUC
c t I d r n l mm -NUC
NUC
c t I d r n l mm -NUC
NUC 1 1 J J !. 1
Notes. 1. Columns 1-5 contain the nuclide identification 2. Column 6 t3 blank except (or continuation cards 3. Column 7 contains a C (or commeni cards, an F (or (ormal Cards which describe non-slandard
(ormal s. 4 Column 8 contains the data ident i f i ca t ion code:
L-energy level data, G-gamma rad ia t i on data, S-bela radiation data, E-electron cap ture / positron data, A-a lpha radiat ion da ta , N - normal isa t ion data lor gamma radiat ion, P - parent nuclide data, t - type ol dala to which C or F refers:
5 Names used lor dala in columns 10-80 . are E- rad ia t i on energy , R l - r e l a t i v e i n t e n s i t y , C C - t o l a t In te rna l conversion coef t l c ien t , T l - t rans i t ion in lens i t y, I B- beta r ad ia t i on in tens i ty , UN-uniqueness ol beta t rans i t ion. IE-electron capture probability, I A - a l p h a rad ia t ion intensi ty , NR-gamma norma l i sa t ion for infensity, Bf? - brandl ing ratio, T - h a l f - l i t e , O - Q - v a l u e , OE - standard deviat ion ol E etc.
- 6 -
JAERI -M 86 -121
Tabl巴 3 Standard record format of ENSDF
l一e'O2 03 ・&0 s 一・? ~JgJ ~ : i ~ i ~・ -t ,t ., ~~H~lllll: • I 211i t J tt “~ ~U “3 “,‘ a' ・‘・4 ~H 11! UIl!t! f!l!t tl:J 7111 Il !l!il! NUC L 1 1 OE 7 OT
NIIC GI 1 E OEI R 1 CC ~O TI 。n川UC 日 E OE 『日 ド10 UN
NUC E E OE 1日 II日 1 E /'JIE TI OTI UN
NUC A E OE 1 A ドIANUC N NR 'HA NT 伊川 BR ド..
NUC p E 口E v OT Q 。。NUC
~, uC CII Idenl ← C omrnenl 日←一NUC 同一一 TypC' 01 d~IQ sel
NolQS
1. Columns 卜 5contoin lhe nuclide identificolion
2. Column 6 is blonk excepl /or conlinuolion cords
3. Column 7 conioins 0 C for comm~;1 1 corrls, On F for formol 'ords which d~scrib~ non・slondordlorm 01 5
~ Column 8 conlロins lhe doto id~nliflcotion cod~: L-energy level doto, G ・gom川 o rodiotion..doto,白・b副。 rodiotion dロto, E- 剖 ~ctron copturr I posltron dロ10, A-olpho~ rodiotlon dolo, N -normolisotlon doto lor gcimmo rodiotion目
P -porenl nuclide doto, t・type01 dolo to which C or F rrf~rs: 5 N om~s uS~d lor dolo in columns 10・80,0 r~
E -rodiolion energy. RI-relotiv~ intensity. CC -totot tnt~rnal conv~rsion coelllci~nt , TI -Ironsition intensily, 18-b~ta rodlation int~r、 sitv. UN-uniqu~n~ss 01 b~ta transition. IE・electron copture probobility. 1 A-olpho rodiotlon inl~nsity. NR -gamma normot目。tlon for
inlensdy, Bn-Dranclllng rotio. T-hall-lif~ , Q-Q-value, DE -stondard d~v;alion 01 E ~Ic
6 -
JAER1 -M 86- 121
2. 2. 2 ENSDF £ffiffl I T ft bit L /: -r - ? • =j -f 7' v U PDDL (1) ENSDF 4M>j"i£
ENSDF ( iWaSfS lcWt 36 « ? - ^ • 7 7 - f - " W c ^ t t T K 0 ( 1 - 8 1 VERSION) ,
to, -¥—7 z-f ^ S f f l M B g - e i i f f i i i ^ ^ d s i ^ n T S H P i ^ t i r L S ^ s n ^ ^ j S o £ o & F i g . 3 »Bftnia©i«ic 36 7 7 -r-^ ©-?->; g->j: 7 7 < *-nic4afflLT-r '- '? - H y ^ j PDDL
FT 08 Process Routine» F T 0 2
fSTEP A
>STEP B
Fig. 3 Flow diagram for processing ENSDF
- 7 -
JAERI -M 86 -121
2.2.2 ENSDFを処尽して作成したデータ・ライフラリ PDDL
(1) ENSDF処用方法
ENSDFは質量数毎Jζ現在 36の7)レチーファイノレに分かれて肘 1) (1 ← 81 VERS ION i ,
α崩壊についてはその親骸種と娘骸椅の関係がファイ Jレをまたいで存在している場のがあるた
め,単一ファイノレ毎の処煙では崩墳系列がとぎれて処珂されてしま「恐れがある。その為 Fig
3の流れ関の様lζ36ファイルのうち必要なファイノレを1l11i1こ処尽してデーヲ・ライフラ 1)PDDL
を作成する。
STEP A
STEP B
F1g. 3 Flow diagram for process1ng ENSDF
- 7
JAERI-M 86- 121
Fig. 3 <DMtim<Dl&W STEPA
FT01 : E N S D F 4 f ' - # f f l N i l f f l 7 7 ' f * FT 02 : Work F T O 3 : amm7-?fim&^&?m®m*ifc<ny7jji't?:ttz^?^?>t§i&&mmcz
FT09 : N i l i f J M L f c Binary PDDL STEPB
FT01 : E N S D F © 4 f - ? N + l f | » 7 7 ' ( * STEP A K a ffiMft& ^ FT 03 l t#£iA £ n t i > f t | } ' 4x - ? ©MK include
FT 02 : Work
FT 03 : STEP AfcfHlt; FT 08 : m&tV^mLtzPDDL^m^iA^^mH&mltzFWe £iiSn L FT 09 (C#£jA
FT09 : N+ 1 # @ S-£#iffl L / : Binary PDDL File
Ji!±, STEP A i S T E P B t l * ) I L 4 7 7 ' f * X l i M < J : 7 7 ' ( * « i L , ft&lft &FT09^ 'PDDL <h&5o (2) PDDL O W - Kf f J i t i *©r tS
^ - KJfJi^Ji tTl t^-f „ *7 t cSff i©PDDL(C^tn6#^S6Dt» |g«^ | !Hi i (Cg^-r -5 0
SU U 3 - K
NMAX m<oWt,^^mm. W.2 U 3 - K
NUCL(i), i = l , NMAX W H ^ - K * N U C L = Z * 10000 + A * 10 +1 S
z A
I S
mi-m
N C H ( i ) , i = l , NMAX f&t£il©gfc I G C a i ) , i = l , NMAX rB®Wt. (XUbSW IBCO(i), i = l , NMAX PU<DWi IACO(i), i = l,NMAX <*•&§©?& ICECQi ),i = l , NMAX conversion electron IWT(i), i = 1 , NMAX gi 3 Un - K®7 - Kgr
13 1 /3 -K (NMAX U 3 - h-WO'&t) NUCL $fffl=>-K
RAMDA ^Jgf&Xfi^S&ffi IUNIT ffimfe&.xir¥mm<Dm&. (ENSDFicee-j) QVALU(i), i = l, 4 Q-Value (keV)
JAERI -M 86 -121
Fig.3の流れ図の説明
STEPA
FTOl ENSDF生データのN番目のファイル
FT02 Work
FT03 a崩墳データカ靖る場合で続核種が次のファイノレにまたいでいる場合自動的にそ
のデータを書き込む。
FT09 N番目まで処理した Binary PDDL
STEPB
FT 01 ENSDFの生データ N+ 1番目のファイノレ
STEP Alc:a崩墳があり FT03Iζ書き込まれていれば生データの前ICinclude
FT 02 Work
FT03 STEP AIC同じ
FT08 前固まで処理したPDDLを読み込み今回処理した Fileを追加し FT091C:書き込
む
FT09 N+l番目まで処理した Binary PDDL File
以上, STEP AとSTEPBを繰り返し全ファイル又は必要なファイルを処理し, 最終的
なFT09カ{PDDLとなる。
(2) PDDLのレコード形式とその内容
レコード形式を以下lζ示す。また現在のPDDLIC含まれる各核種の情報量を附録Ic:表示する。
第 1レコード
第 2レコード
NMAX 取り扱い核種数
NUCL(i ), i = 1 , NMAX 核種コード
・NUCL=Z来 10000+ A帯 10+ 1 S
Z.原子番号
A'質量数
1 S :エネルギー状態
N C H (i ) , i = 1 , NMAX 親核種の数
IGCαi),i=l,NMAX T線の数 (X線も含む)
IBCO(i), i = 1, NMAX β線の数
IACO(i),i=l,NMAX a線の数
ICECαi ),i = 1 , NMAX conversion elect ronの数
IWT(i), i = 1, NMAX 第 3レコードのワード数
第 3レコード (NMAXレコード繰り返す)
NUCL 核種コード
RAMDA 崩壊定数文は半減期
IUNIT 崩場定数又は半減期の単位(ENSDFIC従う)
QVALU(i), i=l, 4 Q-Value (keV)
-8一
JAERI-M 86-121
MDTYP(i),i = l , 4
NBIC(i) , i = 1 , 4 , N C H
MTYPii), i = l , NCH
P B I C ( i ) , i = l , NCH
ENR(i), i = l , IGCO
ABNR(i), i = 1, IGCO
A T I ( i ) , i = l , IGCO
ABNRN(i), i = l , I G C O
GLEV(i), i = l , IGCO
IGTYP(i) , i = l , IGCO
ENB(i) , i = l , IGCO
ABNB(i ), i = l , IBCO
Q - V a lue ( c t i t 5mmWyxX
0 : SlStt.tS
Mfflfflfti'fo ©Acin ic 1,2,3
Mtm<omm^<DmmBxX
= i $-
= 2
= 4
= 5
= fi
iT
. EC
a
r j g i * , ^ ' - ( k e V ) (XifefeSir)
r $ $ / f (= . ' d ecay ) (X*$ fc^ir)
Relative toal t ransi t ion in tens i ty
: N ^ - Kjjsfrt? , M** B l a n k 0
: N U 3 - |-'#ftfi,> - ]
riR©SUgJtfiS;
y ? i B © j * ^ 4 - * - ( k e V )
PffiO&g (n /decay)
t t©f i i ( i £- lejftf £ f i £ , * / irr.ff l f i l i /?+KS*tf afi-Cft
IDTYPf ), i = = 1, IBCO
ENA(i), = 1 IBCO
ABNAIi , i = 1 , IACO
ECE(i) , i = l , ICECO
AIECEl ), i = = 1, ICECO
ICOMi ) i = , 20
DRAMD
D P H i ) , = 1, NCH
DER(i) , = 1, IGCO
DAR(i), = 1, IGCO
DEB(i) , = 1, IBCO
D A H i ) , = 1, IBCO
DEAli) , = 1, IACO
DAA(i), = 1, IACO
Deacy type CD&BIJ (Tab l e 4 #flP,)
o i igCDi^yu**- (keV)
<*%%<?)&& ( ^ / d e c a y )
Corversion electron © x ^ y i / 4 - * - ( k e V )
" ®Jf ( ^ / d e c a y )
r|gx*yL-4-*-©S^S
affix* JU¥-<0&£
- 9 -
]AERI -M 86 -121
MDTYP!i ), i = 1, 4 Q -Va lueに対する崩境形式
N B 1 CI i ), i = 1, 4, N C H 親核種のエネ Jレギー状態
。:基底状態
基底以外はレベノレの低いものから又レベルの不明なものは半
減期の長いものから順1<:1,2,3"
MTYPli), i = 1, NCH 親妓種の当核種への崩墳形式
PBIClil, i=l, NCH
ENRlil, i=l, IGCO
ABNRii 1, i= 1, IGCO
ATIIi 1, i= 1, IGCO
ABNRN(i), i = 1, IGCO
GLEVlil, i=l, IGCO
IGTYP(il, i=l, IGCO
ENB(i), i=l, IGCO
ABNB(i 1, i =;, IBCO
IDTYPlj), i = 1, IBCO
E N A( i 1, i = 1 , 1 BC 0
ABNAljl,i=I,IACO
ECEli 1, i =1, ICECO
AIECElj 1, i= 1, ICECO
rCONlj 1, i = 1, 20
DRAMD
DP日i),i=l,NCH
DER(j), i=l, rGCO
DAR(i 1, i=l, rGCO
DEB!il,i=l, rBCO
DA副il,i=l,IBCO
DEA(il,j=l, rACO
DAA(i 1, i = 1, IACO
= 1 s-
= 2 iT
= 4 s十, EC
=5α
=日 中性子放出
親核種の当核種への分岐比
r線エネ Jレギ (keV) (X線も合む)
r線強度(コノ'decay) (X線も合む)
Relative toaltransition intensity
r線強度の規格係数
:Nレコードが有り, j直が Blank 0
:Nレコ←ドが無い ーl
r線のレベル
r線の崩境形式
F線のエネ Jレギー (keV)
P線の強度(コ/decay)
負の値はFーに於ける値を,また正の値は(3+'ζ於ける値であ
る。
Deacy typeの区別 (Table4参照)
α線のエネノレギー (keV)
α線の強度(コ /decay)
Co rversion e lectronのエネノレギー (keV)
11 強度(コ/decay )
コメント
崩境定数又は半減期の誤差
分岐比の誤差
r線エネノレギーの誤差
r線強度の誤差
F線エネノレギーの誤差
s線強度の誤差
d線エネノレギーの誤差
α線強度の誤差
- 9
JAERI-M 86-121
Tab le 4 I d e n t i f i c a t i o n of decay t y p e s
Forbiddeness Spin change ( J J ) Parity change IDTYP
Allowed 0. 1 no A L
Non— Unique 1st 0. 1 yes F 1
2rd 2 no F 2
3rd 3 yes F 3
Unique 1st 2 yes U 1
2rd 3 no U 2
3rd 4 yes U 3
(3) PDDL tti&y'v?'^ A PDDL -MAKER ( C o ^ T
PDDL fEI&7°o t'yM. PDDL -MAKER © g } * t f i i ^ F i g . 4 f c ^ t o
2 . 3. 1. 2 . 3 . 4 . 5-6 . 7 . 6 . 9 .
10 . 11 • 12-13 . 14 . IS . 16 . 17. 18 . 19-20-2 1 . 2 2 . 2 3 . 2 4 . 2S . 2 6 . 2 7 . 2 8 . 2 9 . 30 . 3 1 . 3 2 . 3 3 . 3 4 . 3 5 . 36 . 37 . 3 8 . 3 9 . 40 . 4 1 . 4 2 .
MRIN -ENSOF STRING CLEfl INDEX PRRLE -, — 1CLEA
— VflRI »FL0flT — FLOAT L-iPACKX
FLOAT STEPS -1—STRING
— INDEX — R8GN —|—ICLER
1 —VARI - -
1—STRING — INDEX — R8GN —|—ICLER
1 —VARI - - - X 5 . 31 — BATAMP — 1—RBGN - - - > ( 1 1 . 31
— PARLE -— ABG —
- > ( 4 . r—ICLER
21
*— VARI — > t 5 . 31 - •SORT - *ABS —0TCAL — —»ABS "— XRRY —| r—STRING
— RBGN — ABGG
— EWRERO — INDEX
1—BSERCH
>( 1 1 . - r — I C L E R
L - VRRI
.FLOAT
31
— > (
— ISOM —| 1—PflRLE — - > ( 4 . 21 — RBGN — - > ( 1 1 . 31 —RBGG — -*SQRT
- X 2 2 . 51
—XRAY - - - > ( 2 0 . 4) — ALPHA —] — STRING
— INDEX —ABGN — - > ( 1 1 . 31 —PflRLE — - > ( 4 . 21 — R8D - *SQST
->C I S . 41
—XRAr - - - > ( 2 0 . 41 —NMS0RT —NAMCHR — NOSORT — BHRITE — — CLER
S. 31
F i g . 4 Tree s t r u c t u r e of PDDL-MAKER
10 -
JAERI -M 86 -121
Table 4 Ident1f1巴at10n of decay types
Forbiddeness Spin change (.1 J ) pari ty ch笛1ge IDTYP
Allowed O. 1 no AL
トbn-Unique 1st O. 1 yes F 1
2rd 2 no F 2
3rd 3 yes F 3
Unique 1 st 2 ves Ul
2rd 3 口0 U 2
4 yes U 3
(3) PDDL作成プログラム PDDL-MAKER について
PDDL作成プログラム PDDL-MAKERの樹木構造をFig. 4'乙示す。
O. 2. 3. • • 5. 6. 7.
2・ CLEA9・ 1NDEX
pmLE EICLE円5. f-VARI ー・FLO月T6. f--FLOAT 7. '-_P円CKXB. f--FLOAT 9. ~STEP3 -,--STR[NG
1日. INDEX 11.
円BGN L一-VIRCR LEI円 --ー>(12. 5. 31 13.
m FFG31 14. PARLE --ー>( 4. 21 15. 同BG ー亡 [CLE円16. VAR[ ーー>( 5. 3 J 17. SORT 1 B. 月日S19. OTCAL --円日s20. 21. 円日GN -ーー〉【 11. 3 J 22.
日BGG ーァ」ー-VICRLREI円 --->( 23. 5. 3 J 24. EWREAO 2S. 1NOEX 26. 日5EACH-一・FL目円T27. 150円ー1一曜 F円RLE--->( •• 21 2日. 同日GN ー>( II.::! J 29. 同日GG -ーー>( 22. 5) ヨO. S日RT31. XRAY ーー>( 20. 4 J 32. 33. INOEX 34. ABGN --・>( 11. 3) 3S. PARLE -ーー〉【 4. 2) 36. 円BG ー>( 15. 4 J 37. 5QRT 38. XRAY ーー>( 20. 4) 39. NM5目RT40. NAMCH円41. N目S目RT42. BWRITE--CLER
Fig. 4 Tree structure of PDDL-MAKER
-10-
JAERI - M 86-121
F\g. 4 cDffi*wmim-iT&-<}-7^- ? >&mm&&wt Zo
* 'J SL - ^ S ^ t 7 > - f y g \H n 1 - 0 MAIN
-ss%.mw$k*MWi&&&?z>» WMM, am, em, r®.
1 - 1 ENSDF EN S D F 7 r -f .'is&m&^A-PMZ t i ffllMfe'f., 'ii«C -e 0) ffljaifjit&o'ss, itiiit-**'-' u^^^ itrt'iifiwij
M A l N J ^ W n S , ,
1 - 2 STRING (DjCr-nZ 1 o-3'o-fV,-r ( l ^ SC'tftf- 250 )
ENSDF , STEP 3 , XRAY , ALPHA <fc On-Wn^o
2 - 2 CLEA £tScffi*'i]g-£-(fef*£*;]W]tt{l:t 6 ENSDF, BWRITE i» ; l f ( i "n5o
3 - 2 INDEX
ENSDF , STEP 3 , XRAY , ALPHA J; OK?«"ft 5«
4 - 2 PARLE l / ' J v n ^ ;u**-&0 , < i "& commie ol, > T X W ] ^ £ J $ rtJLfggrtt-rSo ENSDF, BAT AMP , ISOM , ALPHA =fc W £ t l 5 0
4 - 3 ICLEA PARLE , ABGN , ABG , ABGG <fc 0«¥(i"n5
5 - 3 VARI PARLE, ABGN, ABG, ABGG J; 0"f ( i 'nSo
- 11 -
]AERI-M 86-121
Fig.4の樹木構造fC従って各サブルーチンの機能を説明するο
モジューノレ番号 サブルーチン名 内 らf-‘r
1 -0 MAIN メインフ。ロク‘ラム
可変配列のJi走大符量を定義廿るロ骸荷数,a線,戸線 ,T線
の最大値も定義する。
1-1 ENSDF ENSDFファイ Jレを読み込み絞稀名とその親核名,史にその
崩場形式及び基底,励起工不 jレギ ・レベノレを対応つけ配タ1]
要素に収納する又収納する+車種数が決まるのでt1J変配タ1]ω大
きさを計算ーする。
MAINより呼ばれる。
1-2 STRING L|一文一字一配列の文字数を計算しその数を酬の l間 i以れ全体
の文字列を lつづっずらす (1~文'子数~ 250)
ENSDF, STEP 3, XRAY, ALPHAより呼ばれる。
2 -2 CLEA i .夫数配タ1]要素令体を初IQH由化する
|ENS肌 BWRITEより呼ばれる。
3 -2 INDEX 2つの文字列の 2番目の文字列すべてが連続して 1祷Hの文
字列fC含まれていれば合まれている先頭文字の位置喬号を,
含まれていなければOとして返す。
ENSDF, STEP 3, XRA Y , ALPHAより呼ばれるの
4 -2 PARLE 親絞種のエネノレギーレベルー Q-Vale,a線,(i線 ,a線の
レベルエネノレギ 及び強度とその誤差について文字列から選
出し実数化する。
ENSDF, BATAMP , IS0M, ALPHAより呼ばれる。
4-3 ICLEA 務数配列要素全体を初期値化する
PARLE , ABGN , ABG, ABGGよりE干lまれる
5-3 VAR 1 与えられた文字列を実数化する。
PARLE, ABGN, ABG, ABGGより咋ーばれる。
-11
JAERI-M 8 6 - 121
*:•?*.- ^ # - = j - -fy'n*-^- y& rt i? 9 - 2 STEP 3 ENSDF7 7 -i A<£fc9 1 iSSc^fflL 1 o © Decay DATA
©* ^IsSJi i t 3 f K S ^ (DiiiffJ fc: ± o r g+W^ - f > ^ miftuzo <s.ic&)K-*•'£<•)mCjtifzm&ttmiTPDDL 77-1 ^ ^ f ^ J A t - ^ - f - >^ii!S„ ENSDF J^nfli ' f t&o
1 1 - 3 ABGN N o r m a l i s a t i o n s - Kfflx * ^ + * - , $|&'&0>'^©g|;£
©x^j^aits^-r s» STEP 3 , BATAMP , XRAY, I SOM , ALPHA =t0»? (±*ft 5 o
1 3 - 3 BATAMP
•So
gj (c -e © u p - K © x * >u *•* - He a 'j-inf £ *ffl51 & KM & £>' u ^ ; u © f i £ ? i J M ^ t 5o Q-Value ©fflS©l|-i( *> 1 S o STEP 3 =fc<9»?f±'nSo
1 5 - 4 ABG ALPHA, BATA, G A M M A S - K O x * ; ^ ' - , $|f2<, ^ © ^ © X t ^ i J ^ i i t t ^ - f S„ BATAMP , ALPHA =t')Df(«X5o
1 9 - 4 DTCAL mmiCftliZmA (Spin , Par i ty )£ld.m£&fei-60
BATAMP fremiti Z>o
2 0 - 4 XRAY
BATAMP fremiti S 0
2 2 - 5 ABGG 2nd r S - K A ^ r ^ S . O ' X $ ? © x * ; i , 4 : ' > ^ | f R o r ^ © Ki t , Ml^relative total t rasi t ion intensity i - t © i^©£1^£SI8S:l<i-£#&-r So XRAY, ISOM^bff i ' f tSo
2 4 - 5 EWREAD X S O x ^ ^ ^ ' ^ g U f t S t ^ t S f l t i S 10 J;<3SS*iA^>tffjyf S ft@£*£fc©ffi*^*.So XRAYJ^Pftfft&o
- 1 2 -
JAERI -M 86ー 121
モジューノレ番号 サブルーチン名 内 干写
9-2 STEP 3 ENSDFファイルをもう 1,支読み直し lつの DecayDATA
のみを論理機番 3需に書き崩域形式ICよって計算ルーチンを
振り分ける。更に各ノレーチンより得られた値を分額してPDDL
ファイノレへ書き込むルーチンへ送る。
ENSDFより呼ばれる。
11 --3 ABGN Normalisationレコードのエネルギー,強度&びその誤差
の文字列を実数l乙変換する。
STEP 3, BATAMP , XRA Y, I SOM, ALPHAより日子
ばれる。
13 -3 BATAMP s-, s+ , ECレコード及び T線レコードを核種毎 K計数す
る。
更にそのレコードのエネルギー放び強度を対応する岐柑及び
レベルの配列へ収納するo
Q-Ya lueの種類の計数もする。
STEP 3より呼ばtLる。
15 -4 ABG ALPHA, BATA,GAMMAレコードのエネルギー,強度&.
びその誤差の文字列を実数IC変換するo
BATAMP , ALPHAより呼ばれる。
19 -4 DTCAL 崩壊に於ける様式 CSpin,Parity)を記号l乙変換する。
BATAMP から呼ばれる。
20 -4 XRAY X線の計算をし T線の情報l乙追加する。
BATAMPから呼ばれる。
22 -5 ABGG 2nd Tレコード‘から T線及びX線のエネルギ,強度及びその
誤差,更に relative tota 1 t rasi tion intensi tyとその
誤差の文字数を実数IC変換する。
XRA Y, IS0Mから呼ばれる。
24 -5 EWREAD X線のエネルギ変換系数を論珂機番lDより読み込み対応する
核種と系数の値を与えるo
XRAYより呼ばれる。
-12ー
JAERI - M 8 6 - 121
*C?SL- y i ^ # - § - +f-7*^-^y:g , F*9 5§ 2 7 - 3 ISOM
Q Value Wigff l ,1tg(fctS. STEP 3 ±<?<WnSo
3 2 - 3 ALPHA
U"<^tDfi2?iJ'N.ilXiWrSo Q-Vaiue ©ffiHWJII&fc-r S,, STEP 3 J;i9iif(i"n5o
3 9 - 3 NMSORT I M S © u ^ ^ x * /i/^'-A^JMiisttffi^^jis/ifeJtt.ffi^wii
STEP 3J;0nfli"nSo
4 0 - 3 NAMCHA STEP 3 i ^ t f i f n S o
4 1 - 3 NOSORT £*tiE£-t±2>„
STEP 3<fc0»¥l#n5°
4 2 - 3 BWRITE INPUT© OPTION f£fi£(,> NFILE H 1 teb&Vlfrb PDDL 7 T-4 ;HC##iAitJo NFILE = 1 t£i-jmJll]toflL/:PDDL7 7 - f - ^ f f i ^ i A * , $MK.UriISQ;frfT oTglJ»7 7 -f n/^vi^jA^NEW PDDL
- 1 3 -
]AE則一 M 86-121
モジュ ノレ番号 サブルーチン名 内 2手
27 -3 ISOM IT崩壊に於ける r線レコードを核種毎iζ計数する。
更にそのレコードのエネルギー及び強度を対応する核種及び
レベノレの配列へ収納する。
Q Va lueの種頼の百十数もする。
STEP 3より呼ばれる。
32 -3 ALPHA d崩境lζ於ける α線,T線レコードを骸椅毎Ic計数する。
更にそのレコードのエネノレギー及び強度を対応する核種及び
レベルの配列へ収納する。
Q-Va iueの庵績の計数もする。
STEP 3より呼ばれる。
39 -3 NMSORT 親核揮のレベノレエネ Jレギーから基l底状態から励起状態への順
番を決め分類して話底状態から励,t~レベルエネノレギーの低い
111目l叶車種を並び換える。
STEP 3より呼ばれる。
40 -3 NAMCHA 骸種記号を定義iこ従って数値lζ変換する。
STEP 3より呼ばれる。
41 -3 NOSORT 処理した骸種IC)原子質量,原子番号のJI聞に小さ L、}jーから数値
を対応させる。
STEP 3より呼ばれる。
42 -3 BWRITE INPUTの OPTIONに従い NF1 LE "" 1なら最初から
PDDLファイノレに書き込む。
NFILE = 1なら前回処EIlした PDDLファイルを読み込み,
変更及び追加を行って別のファイルへ書き込み NEWPDDL
ファイノレとする。
内』
'EA
JAER1-M 86- 121
(4) PDDL-MAKER AtH^/ffM, ^ s 7'M'®1C A^ffM P DDL ftmc is » 6 KJ]7- 9 • ts - K(J 1 ftT'»©tl$g£Aft5 (3 13 )
Col 1 - 3 : = 1 |rf©7 T'f'Hc|3^^<<%-|5]©7 7^f 'uA^toi l^ teSiSo = 2 ml©7 r ' f Mc^-Mcoy 7 4 ^ZjMtiat&o
Col 4 ~ 6 : ^ [ I I M g ^ S E N S D F ? r ^ K t r t f t S f t / J s O M a s s Number Col 7 - 9 : -^[51«ia-r6ENSDF7 ri ;HC^£ n ^ f t A ® Mass Number
S t t © E N S D F (1 -81 VERSION) © & 7 7 4 ; i / | C # * n 5 Mass Number I©** , ft'jwi^w^ic^oT^ao-eTEfflfi^AnSo
File Na MIN MAX F i l e Na MIN MAX F i l e Na MIN MAX
1 1 - 45 13 100 - 105 25 163 - 167
2 4 6 - 4 8 14 1 0 6 - 110 26 1 6 8 - 174
3 4 9 - 5 2 15 111 - 116 27 1 7 5 - 181
4 5 3 - 55 16 1 1 7 - 121 28 1 8 2 - 187
5 5 6 - 5 9 17 122 - 127 29 1 8 8 - 196
6 6 0 - 6 3 18 1 2 8 - 136 30 1 9 7 - 2 0 0
7 6 4 - 6 8 19 1 3 7 - 141 31 201 - 206
8 6 9 - 7 3 20 1 4 2 - 145 32 207 - 212
9 7 4 - 7 7 21 1 4 6 - 150 33 2 1 3 - 2 3 1
10 7 8 - 8 6 22 151 - 152 34 232 - 237
11 8 7 - 9 0 23 153— 156 35 238 - 247
12 9 1 - 9 9 24 157 - 162 36 248 - 263
14
jAERI -M 86 -121
(4) PDDL -MAKER入出力形式,ジョブ制御文
入力形式
PDDL作成における入力データ・カードは l枚で次の情報を入れる(3 1 3 )
Col 1 - 3 : = 1 前のファイ Jレに関係なく今回のファイルから処問を始める。
=2 前のファイノレlζ今回のファイノレを追加するo
Col 4-6:今回処理するENSDFファイ Jレlζ含まれる最小のMassNumber
Col 7-9:今回処埋するENSDFファイ Jレに含まれる最大のMassNumber
現状の ENSDF (1-81 VERSION)の各ファイ Jレに含まれる Ma百5Numberの最大,
最小は次の様Kなっているので下記の値を入れる。
Fi le No. MIN MAX Fi le No. MIN MAX Fi le No. MIN MAX
1-45 13 100 -105 25 163 -167
2 46 -48 14 106 -110 26 168-174
3 49 -52 15 111 -116 27 175 -181
4 53 -55 16 117-121 28 182 -187
5 56 -59 17 122 -127 29 188-)96
6 60 -63 18 128 -136 30 197-200
7 64 -68 19 137 -141 31 201 -206
8 69 -73 20 142 -145 32 207 -212
9 74 -77 21 146 -)50 33 213 -231
¥0 78 -86 22 151 -152 34 232 -237
11 87 -90 23 153 -156 35 238 -247
12 91-99 24 15'i - 162 36 248 -263
-14一
JAERI-M 86- 121
PDDLfttiS.? ~ K©tfi^fJ:S;©!«3 i i^i iPDDLfflS— ua - K, ® r . U 3 - KICffi^-T S f l £ & 7 7 -T ^fijlctfjft-f 2>„ 1. NMAX £RSifc 2. NUCUi ), i = 1 , NMAX fti^ - K 3. NCHIi ) , i = 1 , NMAX W&W& 4. I G C a i ) , i= 1 , NMAX ri?©8S( 5. IBCO(i), i = l , NMAX /9|§ffl& 6. IACO(i), i = l , NMAX aWoW.
XWarning £ L t © a i ^ ^ r € © 7 7 4 ^icm^SMi^^UHnti'tkcD 7 7 -f ^ D a t a
£31 £*I <"/;*!>, *©$gi££t i l#-rSo
**-* WARNING-PARENT NUCLIDE WAS NOT FOUND : 112 XE
- 15 -
]AERI -M 86 -121
出力形式
PDDL作成コードの出力形式の説明
通常はPDDLの第一レコード,第二レコ ドに相当する値を各ファイノレ毎に出力する。
1. NMAX 全絞種数
2. NUCL(i 1, i = 1, NMAX 骸種コ ド
3. NCH(il, i=I, NMAX 親絞種数
4. IGCαi 1, i= 1 , NMAX r線の数
5. lBCO(i 1, i = 1, NMAX β線の数
6. IACO(i 1, i = 1, NMAX α線の数
他,r.:崩壊の状態及び各核種のレベル毎のエネルギ,強度を出力する様組み込んであるが出力
ベージの関係で現在コメントに落としてある。
X. Wa rningとしての崩墳等でそのファイルに親核種の情報がなけれは、次のファイノレ Data
を引き継くため,その核種名を出力する。
例
持;未来 WARN ING ... PARENT NUCL 1 DE WAS NOT FOUND目 112XE
zu
'EA
JAERI - M 8 6 - 121
;y 3 7"!
PDDLfWlc : fe t t3s / 3 'fVm%*kKto Ti?d«W4FP&SMASS No. S4 ~ 181 $
//JCLG J0& // EXEC JCLG //SYSIN 00 DATA^L^f** // JUSER P.O 1.8 T.7 C.8 U.4 NGT OPTP MSGCLASS=I // EXEC FDRTHE,S0=,J9139.ENS0FLIB•, // A^ELMC*)' // EXEC LKED //RUN1 EXEC GO //STEPLIB DD DSN=&&LM.DISP=(OLD,PASS> //FTO1F0O1 DD DSN=J9139.£NSDHA7.DATA,DISP=SHR //FT02F001 DD DSN=J9139.U0RKPS.DATA,DISP=SHR //FT03F001 DD DSN=J9139.NEXTPS.DATA>DISP=SHR //FT09F001 DD DSN=J9139.ENSDFFPA.0ATA.DISP=SHR //SYSIN DD *
1 64 66 /•
i O&g-ttFile < O&IRUN)
//RUN6 EXEC GO //STEPLIB DO DSN=*&LM.DISP=(OLD,PASS) //FTOlFOOl DD DSN=J9139.NEXTPS.DATA,DISP=SHR // DD DSN=J9139.ENSDHA12.DATA,DISF-SHR //FT02F001 DD DSN=J9139.UCRKPS.DATA,0ISP=SHR //FT03F001 DD DSN=J9139.NEXTPS1.DATA,DISP=SHR //FT09F001 DD DSN=J9139.ENSDFFPB.DATA,DISP=SHR //FT08F001 DD DSN=J9139.ENSDFFPA.DATA,DISP=SHR //SYSIN DO * 2 91 99 /*
O&HttFile < i J ig lRUN)
//RUN21 EXEC GO //STEPLIB DD DSN=*&LM.OISP=COLD,PASS) //FTOlFOOl DD DSN=J9139.NEXTPS1.DATA,DISP=SHR // DD DSN=J9139.ENSDHA27.DATA.DISP=SHR //FT02F001 DD DSN=J9139.U0RKPS.DATA,DISP=SHR //FT03F001 DD 0SN=J9139.NEXTPS.DATA,0ISP=SHR //FT09F001 DD DSN=J9139.ENSDFFPA.DATA,DISP=SHR //FT08F001 DD DSN=J9139.ENSDFFPB.0ATA,DISP=SHR //SYSIN DD • 2175181
/* ++ //
- 16 -
]AERI -M 86 -121
ジョブ制御l文
PDDL作成におけるジョブ制御文を示す。下記の例は FP核種MASSNu. 54 -181 まで処
理したものである。各ファイルlζ対する内容は前記PDDL作成 7 口 を参照ωこと。
IIJCLG JOB" 11 EXEC JCLG IISYSIN DD DAT白.DL円=・++・11 JUSER
P.O 1.8 T.7 C.8 W.4 N6T OPTP MSGCL向SS=I
11 EXEC FORTHE.SO=・J9139.ENSDFLIB・,11 向=・EL阿〈串〉・11 EXEC LKED ノIRUNlEXEC 60 IISTEPLIB DD DSN=ι&しM.DISP=(OLD.PASS)IIFT01F001 00 DSN=J9139.ENSDH白7.DATA .DISF'='':::HR IIFT02F001 DD DSN=J9139.WORKF・S.DATA,DISP=SHRIIFT03F001 00 DSN=J9139.NEXTF'S.DAT白,DISF'=SHRIIFT09F001 DD DSN=J9139.ENS心FFPA.DATA,DISF'=SHRIISYSIN 00 •
1 64 68 /・
IIRUN6 EXEC 60
(必要なFileくり返し RUN)
1 ISTEPLI B DD DSN=&&Li'I, 0 r SP= <OLD, F'ASS) IIFT01F001 DD DSN=J9139.NEXTPS.DATA,Dr:.::;p=古HR11 DD DSN=J9139.ENSDHA12.D白TA.DISF'=SHRIIFT02F001 DD DSN=J9139.WORKPS.D向TA,D ISF'=:;HR IIFT03F001 00 DSN=J9139. NEXTPS1. D白T白,DISF'=SHRIIFT09F001 00 DSN=J9139. ENSDFFF'E:. 0白TA,DISF'=SHRIIFT08F001 DD DSN=J9139.ENSDFFPA.D向TA,DISP=SHRIISYSIN DD・
Z 91 99 /申
IIRUN21 EXEC 60
) (必要な Fileくり返し RUN)
1 ISTEPLI 8 DD DSN=&&LM. D 1 SP= <OLD ,p舟$S)IIFT01F001 DD DSN=J9139. NEXTPSl. DAT白,DISF'=SHR11 00 DSN=J9139.ENSDH白27.0白TA,DISP=SHRIIFT02F001 DD DSN=J9139.WORKF'S.DATA,DISF'=SHR IIFT03F001 DD DSN=J9139.NEXTF'S.DAT白,DISP=SHRIIFT09F001 DD DSN=J9139.ENSDFFF'白.DAT白,[>ISP=SHRIIFT08F001 DD DSN=J9139.ENSDFFPB.D向TA,DISP=SHRIISYSIN 00 ・
2175181 /事
++ 11
-16
JAERI -M 86-121
2.3 JDDL^fiSc^-K
2. 3. 1 JDDL fttfic => - KfflSf W-
JDDLf t f i J t ^xAl iPDDL £ M L T ENS DFICIiiiftto^nTl'&!.>•?•'-? , ^ te)x*;u
- 3 © s t e p A ^ < J - > n > 6 „ s t e p I (± , sp i^x* ^*"-&a"|£JEf£lI£IjJ^ffl^©ftiKl±© I tW^nH- , s t e p 2 l i f t e d 7"7 U -£ftH>Tf£S©ffifflBi$T&C^©|ijft£f1:ij£l., s t e p
ft£Fig. 5 IC/p-To
STEP
STEP 2
STEP 3
(Er.E^s^a, Calculation) /Calculation of branching ratio\ \to ground or isomer nuclide/
Data library except fission yield data)
/Up data FPSTEP with other date\ I library and print out the data j ^source /
' r im 4 ) /Independent fission yield \data library
ie\d\
(Calculation of qumulafive fission yield )
/Error check of mean energy \ yind branching ratio J
Fig. 5 Flow diagram for producing JDDL
- 17 -
JAERI -M 86 -121
2.3 JD DL作成コード
2.3.1 ]DDL 作成コードの概要
]DDL作成システムはPDDLを処即して ENSDFには納められていないデ タ,平均エネノレ
ギー,基底核種と励起核種への分岐比およひF累積絞分裂収率の計簡をfi't、]DDLを作成するシヌ
テムである。
今回の ]DDLの作成では累積絞分裂収率を計算するための独、目五分裂収不.は ENDF/B-IVを
使用した。また乙のシステムは,他ライブラリの情報をflH、てデータを.,g新する機能も含む, 3
つの st e pからなっている。 st e p 1は,平均エネノレギー及び基底核粍と励起核種への分岐比の
計算を行い, s t e p 2は他ライフラリーを用いて被種の値の史新及びその出典を作成し. s t e p
3は新しい崩場系列での各核種の累積核分裂収率を計算するという機能lこ分かれている。その流
れを Fig.5 iC示す。
STEP I
STEP 2
STEP 3
--(Er. E;, , Ea: , Colculation )
行Calculationof branch同 ratio¥¥10 ground or isomer nuclideノ
--([泊talibrory exce伊fis叩nyield制。)
--(Colculolion of qurnulolive fission y凶d)
__ (Error check of meon energy¥
¥ond branching rolio )
Fig. 5 Flow diagram for producing JDDL
-17
JAERJ - M 8 6 - 121
2. 3. 2 JDDL fpfjR n - Vr-mffttZimJSfe
3pfe )x^^4- ' -O l t -WL| iPROFP 9 ) ^ - K ^ # # I C L -
(i) r &¥•£)**»¥-
CE? ) = C E r ) + [ E t )
N
K J I W U : , W Flc, i ) -^/ /^-S-
[ E r ) 100
J E-i = i '
'.x N
'T
r i
ffl^lf^£&tf^t!^«5£$fS8fc ( r « § t t / 1 0 0 decay )
1&W&M: 511 keV<D*x **'-£&'? 2 &£>rl&&1&)ii) X&t)
511 x 2 1 100 j = l p
x&z>0
(ii) ^ I t ^ x * , ! ^ ' -
[ E ^ ) = ( E C E ] + lE~g ) + [ E £ ]
N ^ E L. j • I C j (conversion e l e c t r o n ) 100 i = i
ffl*t@ff/^iilfeft'SFf^ffl-^dSfc (conversion electron©; 100 decay )
i U S © Conversion electron fflx7'|i'+'-
Conversion e l ec t ron |j(
1 m ( E ^ ) = 2 {Qg - E . j ) • R s (Q g - Ei , , Z + 1 ) • \ B ]
E i j : /?" ffliitc=k5 j # g O L " < ; K O S J | J e x * ; i / + * -
I ij : /&- fflJttcj^j # g © u ^ ' ^ © * f e ^ ^ l t ( / 9 | 8 ^ / f / ' 100 decay )
- 18 -
]AERI -M 86 -l2l
2.3.2 ]DDL作成コ ドで使用する計算}j法
9)_ 巴ザ 一平均エネノレギ の計算は PROFP コートを参考 ICL-Cコ ドをIri点 Lたp 以ド{こ,;j弥 Jii去を
示す。
(i) r線平均エネ jレギー
r線平均エネルギー CEJlは.
CEtJ CErJ + CE;J
で表わすことができる。乙 ζで
(E r Jはr線放出の三1'.均エネルギーで
N CE γ) =一一一 . }; E γo 1 Y;
100 i = 1
こ乙で
N 相対強度から絶対強度への変倹係数 (r線数/100decav )
r線の数
Er i ・1苔日の r線のエネノレギー
1 r i : i需日の r線の相対強度
である。 CEfJは(3+崩壊における陽電 f消滅で放出される r線の、|叫jエネノレギー(電子対
消滅放射 511ke Vのヱネノレギーを持つ 24>:の r線を放出)であり
511 x 2 C E手一一一一一-); IRo
と計算される。とこで
m 陽電子の数
100 j = 1
1(3 j ・J番目の陽電子の絶対強度
である。
(iil s線平均エネノレギー
CEJ1=CE叩)+ CEa ) + CEs)
N CE ",' )一一一-}; E..; ・1C; (conversion e)ect ron )
‘ 100 i= 1
N 相対強度から絶対強度への変換係数 (conversion e )ect r on数 100 decav )
E c i 番目の Conversione lect ronのエ不 Fレギー
1 c i 相対強度
n Conversion electron数
(E(3 J =一一-); (Qβ E I j )・ Rj (Q 8 -EIJ ' Z + 1 ) ・18J100 j=l
Q(3 :親核と娘核の基底状態聞の転移エネノレキ‘
E ljβー崩壊による J番目のレベルの励起エネノレギ
1 I j fr崩境による j番目のレベルの絶対強度((3線強度ノ 100decay )
- 18 -
JAERI - M 86-121
R , (Qp - E i j , Z + 1 )
J E ^ • P " ( E / ? , Q ^ - Ei , , Z + 1 ) d E j j
= ° r Q « - E i j ( Q y ? - E i j ) J P P ( E ^ , Q ^ - E i , , Z + 1) d E ,
P " ( W , W o , Z + 1 ) = F ( Z + 1 , P ) • P • W • (Wo - W)
w W = E ^ +mo C ! t T O ^ i * * * '
w tt^oft^:^*^**-p B ^ w a s i i * ^ * " -
F (Z + l ) Fermi function
Z + 1 JSSEfflJB?**!
(Et) = - i 1 ( Q t - E i , ) • R + ( Q t -100
R + ( Q t - E j : , Z - 1 )
I Q j - E , J E ^ • P + ( E ^ , Q ^ - E i j , 2 - D d E ,
( Q j - E . p J ^ ' P + ( E ( f f , Q j - E i j , Z - 1 ) d E ^
P + ( W , W 0 , Z - 1 ) = F ( - ( Z - 1 ) , P ) ' P • W« (Wo - W )
N ( E , ) = • ToT.i, E « " ' 1 -
N
Etf i
Itfi n
ffitt&«a>£S6ft®lt^©g8i&& (aim/ 100 decay )
i #@©a$©fg*Hif f
- 1 9 -
]AERI -M 86 -121
R j (Q βEl j , 2 + 1 )
JQβ-Elj Eβ ・p一 (Eβ ,Qβ一Elj, 2 + ]) d E β
~ ,r Q β-Elj (Qβ-Elj)1 'p (Eβ ,Qs-EIJ,2+I)dE β
p- (W, Wo , 2 + 1 ) = F (2 + 1 , p) ・p ・w・(Wo-W)2
W W=Es+moC2電子の全エネルギ
W 電子の最大エネ Jレギー
p 電子の運動エネノレギ-
F (2 + 1)・Ferm i fu nc tion
2 + ]娘核の原子番号
〔EI〕=-L3(U-E1目)・ R-:(Q吉一 El,, 2ー 1) 1ρ目100 j= I " '"
R;(Qs -E'j' 2 -])
f Qs-El 十)
Eβ ・p+(Eβ , Q,a-Elj・2-1)dE8
r Qt -E1・ム 白
(Q,a -Elj) J μJ p-r(Es' Qp -Elj , 2 -1) dEt
P+(W,Wo,2-])=F(ー (2-1 ) ,P)・p ・w・(Wo -W/
lIiil α線平均エネノレギー
N ( Eげ 一一 S Er!; ・1 n' ,
100 i=1
N 相対強度から絶対強度への変換係数 (α線数/100decay )
Eai 番目の α線のエネノレギー
Iα1 ・i番目のα線の相対強度
nα線の数
-19
JAERI - M 86-121
(&8A) (WtB) u ^ >u i
y,-2 y, -., y, - ,
Y2-3 •
y 2 - .
^ 1
y 3 - 5
i y 3-<
\ ] y . - 5
' y, — y 6
1 = 1
i = 2
i = 3
i = 4
i = 5 f metastable)
i = 6 tground s ta te)
Y i _ j : W<j\,\frl> rSS&Sfetfj L L " ^ j I c & t i 5 i 8 ^ ( 2 1 Y ^ f = 1.0 )
U"-OH-e©#<&J±Pi l£, P. =Xi ,
P ; =X j+ £ Pj • Y j _ ; ,
i ^ S o nffl^-rr!i^aA^bitaBffl®sgga^©^iKJ:tp m i±,
ttl<0 , 1SaB©SlSttSS^-©»iKttPg l i , P g = ( J X, ) - P m ,
- 2 0 -
]AERI -M 86 -121
Ov) 励起状態と基底状態を待つ被種への分岐比の計算
(核種A) 核母B) レベル l
Xl
Y3-.
X i s崩填でレベルi1C落ちる分岐比
y, -弓
= 0
1=3
1 = 4
1=5 (metastable)
1=6 ~ grouAd state)
Yi→ 1
・レベル 1から r線を放出しレヘソレ jIC落ちる確率 (I Y j→ j = 1.0 )
レベル lでの分岐比Pjは,
p, = X,
Pj=Xi+ I Pj. Yj→ t
となる。図の例では核種Aから核種Bの励起核種への分岐比Pmは,
Pm = P 5 •
となり,核種Bの基底状態への分岐比Pgは,
Pg (IXi)-Pm
となる。
-20
JAERI -M 86-121
2.3.3 J D D L » U 3 - K)fJ i t i*»l*lS
JDDLfts^^xA^ffiff lLTffbJcLfiJDDL © 1 / 3 - KJfc££ ^ « r t i ^ H T K / i ? t „
s | 1 U- 3 - K
7 A 7* 7 'J - 3 ^ y h to wo rd gfe
NMAX
NPAR
N F I S
N G S
NEUT
K S C
IM
; 2 !• a - K
(COMi) , i = l , I M )
(NFTYP( i ) , i = l , N F I S )
7 -f 7" 7 D - 3 * y h
S t f U i l j ) * 7 -f 7' 7 U - co £ *
&#§!<K^©fflJg
I 3 I / 3 - K
(NUCLIi ), RAMDAIi I, ISGCli), NCH(i I, Q(i ), EBIi \
NMAX)
NUCL S l 3 - K | S |
RAMDA WkfeWi ( 1 / s e c )
ISGC * t 4 7 - S t E « r B » © # S i ( 0 :M,
NCH H&atfc Q aBiifflQffl
EB £i|gJj)HiJ&& ( M e v / d e c a y )
EG r *£SiH£!& (Mev / decay )
EA tffgl$Jg#*S ( M e v / d e c a y )
m9i$i*.hm 7 -< 7" 7 u - to t % 1 H 4 1 / 3 - K
( ( M T Y P G . j ) , NBIC ( i , j ) , P B K i . j ) , i=M , MTYP la^ffiCOx + ^ + ' - ^ j g
NBIC mmtiZA P B I C ^ i K J t
1 5 1 - 3 - K C & t f f ^ l S ^ 7 -f 7" 7 'J - f f l ± £ f f l * i & g )
((GYL I ( i , j ) , i = 1 , NF IS ) , J = 1 , NMAX )
G Y L I 3 4 i $ # g i i K $
| 6 ^ - K Ofgtfgl^fiS* 5 "f 7* 7 U - © £ £ © * £ > g )
( ( G Y L C ( i . j ) , i = l , N F I S ) , J = 1 . NMAX)
E G ( i ) , EA(i) , i = l
1 : * )
; l )
NPAR) , J = l , NMAX)
- 21 -
JAERI -M 86ー 121
2.3.3 JDDLのレコード形式とその内等
JDDL作成システムを使用して作成した JDDLのレコード形式とその内容を以下に示す。
第 lレコード
NMAX 取り倣い核種数
NPAR 各核種lこ対して許される親核種の最大数
NFIS 核分裂収率の種類数
NGS エネノレギ一群数
NEUT 中性子反応の種類数
KSC 中性子反応を起こす絞種数
1M ライブラリーコメントの word数
第 2レコード
(COMi 1. i=l, 1M) ライブラリーコメント
(NFTYPli 1, i= 1 ,NF IS) 核分裂生成物ライブラリーのとき
核分裂収率の穂穎
構造材及び絞燃料械椅のとき
中村子反応断面積の袴頴
第 3レコード
(NUCLli 1, RAMDAli 1, ISGCli 1, NCH(i 1, Qli 1, EBli 1, EGli 1, EAli 1, i = 1,
NMAX)
NUCL
RAMDA
ISGC
NCH
Q
EB
EG
EA
核種コード番号
崩境定数 (l/sec)
中性子反応断面積の宥無 C0 :無有)
親核種数
崩壊のQ値
F線崩壊熱 (Mev/ decay )
r線崩域熱 CMev/ decay )
d線崩壊熱 (Mev/ decay )
(核分裂牛成物ライブラリーのときは無し)
第 4レコード
( (MTYP (i ,j) , NB IC (i , j) , PB 1 (i ,j ) , i = 1 , N P AR) , ] = 1 , NMAX)
MTYP 親核種のエネルギー状態
NB IC 崩境形式
PBIC 分岐比
第 5レコード(核分裂生成物ライブラリーのときのみ必要)
((GYLI (i,j), I=I, NFIS), J=I, NMAX)
GYLI 独立核分裂収率
第 6レコ ド(核分裂生成物ライブラリーのときのみ必要)
((GYLC(i,j), i=l, NFIS), J= 1. NMAX)
'・Ea
q,“
JAERI-M 86- 121
GYLC mnteftmwm
NSC(i), ( ( S C ( i , J , K ) , K= 1 , NGS) , J = l , NEUT) N S C 'PiiTs.^-^Bctmmm^ sc wiiFRfcMmm
2. 3.4 JDDL ft6Ra - K JDDL -MAKER ©(Sffl^'ft 1) STEP 1
P D D L I C ^ - r s t g a K o t ' T JDDLfflFORMAT^^^-TSo ( A C T I N I D E & S - P i i i g ^ a i t o ^ T l i x - f - y 7 ° l ©&-?&<-<) , c c - e t i , « , /J, r©¥^^*^* ' -* ! t»L!El i :S lS t tS i< t l s ! ) t a t tS8^a f f l^ iKJ t fe l t
g-f So S/cFPGS 3 - KT-fidffl-e#5J;-5 ABBN3'®f[B«ifci&('JAnS„ lg¥5£8££WyAttSi#£(±SiI© n S 5 £ i ( 7 ' f 7'5 U»S»f^ff-9 JDDL©gS?J fflif^
S tep 1 (iCOMRAD => - KfflcfiSCffi^iA/W; PROL 9 ( C « i ( L r * S 0
1) - 1 * 3 7'll|fS3t
/ / J C L G JOB / / EXEC JCLG / / S Y S I N 00 DATA,DLM='++ ' // JUSER 80749139.. TO. MARA/ 09 5*
C.4 T.3 1.4 W.4 P.O OPN NLP OPTP N0TIFY = J-9139,PASSW0RD = 4 W -
//•F0RT1 EXEC F0RTHE,S0='J9082.FPGS,,A»J£tW<R€-bA>JrttQSJ;rS~¥-5£HKr —/V*LINK EXEC LKEDIT,LM=' J9082 . FPGS4',GRLIB=PNL,SYSOUT=* //FPGS EXEC LMGO/LM='J9^.C0MRAD*/SYSOUT = * // EXPAND DISKT0,D0N=FT01F001,DSN= ,J9?3?.ENSDFSTA' // EXPAND DISKT0,DDN=FT02F001,DSN= ,J2 ,528.STLIB1' // EXPAND DISKT0,DDN=FT03F001,DSN='J9^39.JDDLST' //*EXPAND DISKTN,D0N=FT03F0Ol,DSN='J9139.FPSTEP1',SPC='2,1' //*EXPAND DISKPSN,DDN=FT03F001,DSN=LIB // EXPAND DISK,DDN=FT04F001 // EXPAND DISK,DDN=FT10F001 // EXPAND DISK,DDN=FT11F001 // EXPAND DIS!ODDN = FT50F001 // EXPAND DISK,DDN=FTS2F001 //FT51F001 DD DSN=&SINP01,D ISP= (NEW, PASS, DELETE) , II UNIT=WK10,SPACE=CTRK,<10,1),RLSE), // DCB=<RECFM=FB,BLKSIZE=3120,LRECL=80) / / S Y S I N DD *
1 9
2 1 2 3 1 63 2 0 0 STRACTURE-LIBRARY FROM ENSDF 1983.7
+ + //
- 2 2 -
]AERI -M 86-121
GYLC 累積核分裂収率
第 7レコード(乙のレコードは KSC回繰り返す)
NSC(il, C(SCCi,].K), K=I,NGS).J=I,NEUT)
NSC 中性子反応を起こす核種番号
SC 中性子反応断面積
2.3.4 JDDL作成コ ド]DDL-\~人KER の使用方法
1) STEP 1
PDDL IC有する核種について ]DDLのFORMATへ変換する。
(ACTINIDE妓種や構造材核種についてはステップ lのみで良い) ,
ここでは, α,f3. Tの平均エネノレギ を計算し更に基底状態と励起状態核種の分岐比も計
算する。
また FPGSコードで使用できるよう ABBN型断面積も取り入れる。
l群定数を取り入れる場合は別の 11群定数ライブラリの更新IL伴う JDDLの更新Jの項を
参照の事。
S te p 1はCOMRADコードの中に組み込んだ PROL9に整備しである。
])ー l ジョブ制御文
IIJCLG JOB 11 EXEC JCLG
IISYSIN 00 DATA,DLM='++' 11 JUSER-80749139, Ta--.+i-Aロヱ~
C.4 T.3 1.4 W.4 P.O OPN NLP OPTP NOT1FY=I~13~, PASSWORD=今場♀ー
11・FORT1 EXEC FORTHE,SO='J9082.FPGSL,A-LE七IHRE七-A-lト7持DSJ,S¥500T・ 帯
-1--1畠 L1NK EXEC LKED1T,LM='J9082.FPGS4・,GRb.lB=PNl,S干SOUT...チ千事-G-9--EJ(EC 60.2干S-G妙手ー-- - -
IIFPGS EXEC LMGO , LM='J9 壬ラ~.CO阿RAD' , SYSOUT= 本
11 EXPAND D1SKTO,DDN=FT01F001IDSN=・J吠持.ENSDFSTA'11 EXPAND DISKTQ,DDN=FT02F001IDSN='J2S28.STL1B1・11 EXPAND DISKTQ,DDN=FT03F001,DSN=・J9.t3? JDDLST' 11事 EXPAND DISKTNIDON=FT03F001,DSN='J9139.FPSTEP1',SPC='2,1' 11事EXPAND DISKPSN,DDN=FT03F001,DSN=LIB 11 EXPAND DISK,DDN=FT04FOOl 11 EXPAND DISK,DDN=FT10F001 11 EXPAND DISK,DDN=FT11F001 11 EXPAND DISK,DDN=FTSOF001 11 EXPAND D1SK,DDN=FTS2FOOl IIFTS1FOOl 00 DSN=畠畠 lNP01,DISP=(NEW,PASS,DELETE),11 UNIT=凶K10,SPACE=(TRK,(10,1),RLSE),11 DCB=(RECF阿=FB,BLKSIZE=3120,LRECL=80)IISYSIN 00 事
1 9
2 1 2 31 STRACTURE-LIBRARY FRO問 ENSDF1983.7
++ 11
63 2 o o
の4。,u
JAERI -M 86-121
iftatss FTOlFOOl - PDDL FT02F001 - ABBNiy»T®M»^^"5FPGSffl7 7 -f ^ FT03F001 - M t 6 J D D L 7 7 < *
A 7 J f - ' - ^ l c o i > r ( ± C 0 M R A D 3 - K # $ . © * „ 2) STEP 2
FPjta©JDDLfP6EcOIBF©«-^ffl-r5o ENSDFffl^MS L/;*!£• 0 - $ ^ S t l l f f l ^ *>|H] — Mass S J i J f c f c ^ r H T - S ^ - O f S ^ R a * ^ ^ ! . ^ *ffl/c»JNDC A>FPGS7 7 4 ^ if*> £ fo&m LT gBJ(ftK^r © S S £ i <T>spifeli * ^*•^riitlDt' 5„
X E r lcol>TENSDF*>bItWLfcfflJ;<9fe JNDC cDf¥ffiffl£ffl W ; 7 ^ ' & ^ * 7 M T } O fc©-e-e©J#&f± A T J X - ? Id J; 0 Mfr-T So
2) - 1 •>' 3 7'$i|flX
//JCLG JOB // EXEC JCLG //SYSIN DD DATA,DLM='++" // JUSER 70559139/TO.HARA/09S1.100
P.O 1.0 T.2 C.2 W.O OPN NLP OPTP PASSW0RD=9139HAB,A
// EXEC F0RTHE,S0='J9139.CHAJDL*, // A='ELMC*)' // EXEC LKED // EXEC GO //FT06F001 DD SYSOUt==*/DCB =(RECFM=FBA,LRECL=133rBLKSIZE=1330) //FTOlFOOl DD DSN = J3268.FPLIB.DATA,LABEL=C/r/.iN),DISP = SHR //FT02F001 DD DSN=J9^3?•FPSTEP1-DATA,LABEL=C , , ,IN),DISP=SHR //FT03F001 DD DSN = J 32 68 .DHFILE5N . D ATA, LA8EL= <., , , IN) ,DISP=SHR //FTlOFOOl DD DSN = J9139.FPSTEP2I.DAtA,LABEL=C,,,IN)',DISP = SHR //*EXPAND DISKTN•DDN=FT10F001,DSN= ,J9139.FPSTEP2I'/SPC= ,10,2 ,
//*EXPAND DISK,DDN=FT10F001 // EXPAND DISIODDN=FT50F001 / / S Y S I N DD * JNDC1
8 3 7 0 8 8 0 3 7 0 9 2 0 3 7 0 9 3 0 3 9 0 9 5 0 5 2 1 3 5 0 5 4 1 3 9 0 5 51410561450 2 . 4 9 4 0 1 .5660 2 . 6 7 5 0 1 .2867 2 . 6 2 0 0 2 . 2 3 9 0 2 . 1 3 5 0 1 .1590
+ + / /
HF!*8i§ FTOlFOOl- F P G S 7 4 7 7 1 ;
FT 02 F 001 - Step 1 tTfPfig Ltz JDDL 7 7 -< ^ FT 03 F 001 - JNDC 7 7 - f * FTlOFOOl- iiJp, SSfStlfc Step 2 JDDL 7 7 "f ^ FT 50F 001 - Work
- 23 -
論毘機番
FTOIFOOI
FT 02F 001
JAERl -M 86ー 121
PDDL
ABBN型断面積の有する FPGS用ファイノレ
FT 03F 001 一 作成する ]DDLファイノレ
入力データについてはCOMRADコ ド参照の事。
2) STEP 2
FP防種の ]DDL作成の時のみ使用する。 ENSDFのみ処珂した場合 βー崩壊する核種のう
ち同一 Mass系列において原子爵号の低い核種が少ない。そのため ]NDCか FPGSファイル
どちらかを指定して自動的にその核種とその平均エネルギを追加する。
又ErについてENSDFから計算した値よりも ]NDCの評価値を用いた方が良い事が分っ
たのでその場合は入力データにより更新する。
2)ー l ジョブ制御文
IIJCLG JOB 11 EXEC JCLG IISVSIN 00 DATA,DLM=・++・11 JUSER fOS39139.TO.IIA口A.09S1.100
P.O I.O T.2 C .2 w.o OPN NLP OPTP PASSWORD-9139H~司1
11 EXEC FORTHE,SO='J9139.CHAJDL・,11 A='ELM(講), 11 EXEC LKED 11 EXEC GO IIFT06F001 00 SYSout~議ぞ DCB=(RECFM=FBA , LRECL=133 , BLKSIZE=1330)IIFT01F001 DD DSN=J3268.FPLIB.DATA,LABEL=(" ,IN),DISP=SHR 1 1 F T 0 2 F 0 0 1 0 0 0 S N = J ~ t~'? . F P S TE P 1 • 0 A T A , L A B E L = ( " , 1 N ) , 0 1 S P = S H R IIFT03F001 00 DSN=J326B.DHFILE5N.DATA,LABEL=(" ,IN),DIS?=SHR IIFT10F001 00 DSN=J9139.FPSTEP2I.DATA,LABEL=(" ,IN),DlSP=SHR 11滋 EXPAND DISKTN,DDN=FT10F001,DSN='J9139.FPSTEP2I',SPC='10,2' 11事 EXPAND DISK,DDN=FT10F001 11 EXPAND DISK,DDN=FT50F001 IISYSIN 00 事
JNDC1
++ 11
8370880370920370930390950521350541390551410561450 2.4940 1.5660 2.6750 1.2867 2.6200 2.2390 2.1350 1.1590
論問機番
FT 01 F 001 - FPGSライブラリ
FT 02 F 001 - S t e p 1で作成した]DDLファイル
FT 03 F 001 - ] N D Cファイル
FT lOF 001 - 追加,更新された Step2 ]DDLファイル
FT 50F 001 - Wo rk
23一
(
JAERI-M 86- 121
2) -2 Kidf-fB^ J N D C « i f f f i f i * K 9 A n 5 i i ^ I i 7 4 S f f i ^ ^ l > T t c : T ' input £ft|jJtLT£$r£ff-5<> Card Na 1 (A 4, I 1 )
l . IFILE : mut6 ( / ? '©*) Fi LE <%ffli C 6 F P G S fp JN DC CO 4 X
2. INPT : A - K A * ; & L T E r « - £ 8 f - r 5 ! r 7 " - > 3 > = 1 S S i f * = 0 MSfL^i-
Card N a 2 ( 9 I 8 ) ( INPT = 1 ffl £ # ,#f | )
1. IN : g S T t S S a i i t 2. INNCL(i)
i =1 , IN : E r £ S S T l T S $ f f i i D Card N a 3 ( 9 F 8 , 4 ) ( iNPT = 1 ffli #!&S)
l.EGG2(i) : S^ lT SSffi© E r
i = l , IN 3) STEP 3
STEP 2-CfflSLfc J D D L ( C ^ L E N D F / B - I V f e L < ( i E N D F / B - V J; OftfiR L/i ^tLWi^mU^^Wth-ih/wX- JDDL ©#i&&?iJltftJEL7tt^g1£#f3iK^£ltWLT^ € « ^ ^ ^ J D D L ^ f f l ^ i A t T o
3) - 1 ^ 3 7'!
/ / J C L G JOS / / EXEC JCLG / / S Y S I N DD D A T A , D L M = ' + + ' / / J USER 7&53?139/T0. I IA-ft* ->
C . 3 T . 3 1 .4 W.4 P.O OPN NLP OPTP N0TIFY = J9139/PASSWORD = 913911 AHA'
//FQRTl EXEC FORTHE,SO='J 9139.E.MSDFIO' ,A='ELMCFY IELD,SETN)',SYSOUT= //LINK1 EXEC LKED //GOl EXEC GO,SYSOUT=* .,<; //*FPGS EXEC LMG0,LM= ,J9082.FPGS5',SYS0UT=* / / F T 0 6 F 0 0 1 DO SYSOUT=* ,DC8=<RECFM=FBA,LR£CL=137 ,BLKSIZE=137> / / EXPAND D I S K T O , D D N = F T O ^ F 0 0 1 / D S N = • J * i i | . F P J . D C S U P ' / / EXPAND DISKTa,DDN = F T 1 0 F 0 0 1 , D S N = • J 3 ^ | ^ J | . F ' Y 8 4 I N D ,
/ / EXPAND D I S K T O , 0 D N = F T O 3 F O O l , D S N = ' j £ £ £ 4 - . F P J D C S U l ' / / * E X P A N D D ISKPSN,DDN=FT03F001 ,DSN=L IB + + / /
FT02F001 - STEP2-eftfiKLfc, fc L < t i & # i a £ 5 # r Lfcl' JDDL 7 7 -f ^ FT03F001 - #fU>l£#j^K$£ff l*iA/U.:JDDL7 7 -f ^ FT10F001 - %,tm.'ji^MM<JiK^X\.^h-7 7 A >v
&.±, STEP 1 - S T E P Z&m&fcfclSrliiiLK, fe L < ( i i f S LT«f U< JDDL7 r -f
- 24 -
JAERI -M 86 -121
2) -2 入力デ タ形式
]NDCの評価値を取り入れる場合は 74核種についてととで inputを作成して更新を行う。
Card Nu 1 (A4. 1 1)
1. IF ILE 追加する (β のみ) Fi LE今のととろ FPGSか ]NDCの 4文
字
2. 1 N PT カード入力をして Erを更新するオプション
更新する
=0 更新しない
Card Nu2 (918) ([NPT= 1のとき必要)
l.lN 更新する核種数
2.INNCL(i)
i=I.IN:Erを更新する骸種 iD
Card Nu3 (9F8. 4) (iNPT= 1のとき必要)
1.EGG2(i):更新する核種の Er
i = 1. IN
3) STEP 3
STEP 2で作成した ]DDLに対し ENDF/B-1VもしくはENDF/B-Yより作成した
独立核分裂収率を読み込んで ]DDLの分岐系列に対応した累積核分裂収率を計算して, その
両者を ]DDLへ組み込む。
遅発核分裂中性子も考慮できるよう累積はMASS系列の大きい方から計算している。
3) -1 ジョブ制御文
//JCLG JOB
// EXEC JCLG //SYS1N 00 DATA,DL阿;:;;'++'/ / J US ER 76-ラヨ9士号-9-r干eτ+十A骨... 7&争号士一一
C.3 T.3 1.4 W.4 P.O 0PN NLP OPTP NCT1FY=J.♀岳吾♀T再A55W090:-:913911舟骨舟ーー
//FORTl EXEC FORTHE,SO=・J9f39.ENSDFIO',A=・EL阿(FYIELD,SETN)・,SYSOUT=事
//L1NKl EXEC LKED //GOl EXEC GO , SYSOUT=事司'i~//zFPGS EXEC LMGO,LM=・J90B2.FPGS5・,SYSOUT=z//FT06FOOl 00 SYSOUT=z , DCB=(RECF 阿 =FBA~~RECL=137 , BLKS1ZE=137)// EXPAND DISKTO , DDN=F 丁目 F001 , DSN= ・ J -9-U~-. F P J.D C SUP・// EXPAND D1SKTO , DDN=FT10F001 , DSN='J ラぎ~ð.F"Y B4IND'
// EXPAND D1SKTO,DDN=FT03F001,DSN='J字喜喜争.FPJDCSU1'//玄 EXPAND DISKPSN,DDN=FT03F001,DSN=L1B ++ //
論理機番
FT 02F 001 - STEP 2で作成した,もしくは核分裂を更新したい ]DDLファイル
FT 03F 001 - 新しい核分裂収率を組み込んだ]DDLファイノレ
FT lOFOOI - 独立核分裂収率の入っているファイノレ
以上.STEP I-STEP 3を場合l乙応じて独立に,もしくは連続して新しい ]DDLファイ
Jレを作成する。
- 24-
JAERI-M 86-121
3. «tt£«$#ff#=i-KCOMRAD
3.1 zi-KCD«ES COMRADE-vimmi.is.mmm, mmm, t^y^m^^^^'- - ^-^^ i- R^^.m^ii.'f-
x*^*--. *"•?? i-A^itits. c©stgic:£-s^x-^ • 7 0 ' 7 ' j i LTI±, ammmm (cge-rsf-^ (intuit #ftJ±, «*tbr*s, M ^ I * ^ ' - , Q«3P), (2)*tt?£©ix tBlcH-tSx"-^ ( l i¥#tt-?6£l&»fE«) , ( 3 ) # & ^ t J ; 5 $ ^ f t i ¥ 7 & 8 ± $ a K « h f S
o i ^ + - , #©jt)&a*(5) («, n ) sj&^is+ttT^&tb^ng-rsf-"-? (ajijafgasij, ?-y. y utaaij&tti^tt-T-oi) *i*50 iiffl-5*,, (Dt®(DT-?iimmT-9 • H ? * ? U JDDL ICi |Xtt$nrt>So (2), (4)&O*(5)©f"-^(i*n^'n0NEGL , SPONTL SO' A L P H P I J i c i K ^ ^ n r i ' S o H l f f l 4 l | f f l 7 - ( 7*7 'J*COMRADE -KT?ttffifflt5o
JDDLimmT-'-S'iENSDFRCf JNDC , $# |gJK#!£ ENDF / B - IVSO'B- V £#l f l
LTftbX^nfco « S i R * f t * n T l > 5 ^ a f ± ^ » i a 4 f S t l l 5 9 2 ^ S , T ? ^ - K 3 7 8 ^ 8 ^ * 5 0 ONEGL lifts? rfiP<D-k^mmfn^ - K£f£ffl I T f M ^ n , S2&PWR & 0 ' B W R © « ; ^ ^ i
l S / £ i ( ^ ^ } S 4 l S t l & 0 ' T ^ ^ - K ( C o t > r » f f i l f S K « 1 1 L T * l 9 , at*©-?£'«-.JgT:'
J JLt ro- r -? • y A 7*7 'J^-ffiffl-fS COMRADE- KO^S4g!cf f l«Mlt»* V>^ -JU<DC& n^-Fig . 6 Kfcta
- 25 -
]AERJ -M 86 -121
3. 核種生成崩壊計算コードCOMRAD
3.1 コードの概要
COMRADコードは核種生成崩境量,崩境熱,ガン7 線エネノレギー・スベクトノレ及び放出中性子
エネノレギー・スベクトノレを計算する。乙の計算lζ必要なデ タ・ライブラリとしては, (1)核種崩境
に関するデ タ(崩壊定数,分岐比,放出 T線,及びF線エネルギー, Q値等), (2)中性子との反
応I[関するデ タ(1群中性子反応断面積) , (3)中性子による核分裂に伴う核種生成畳I[関する
デ タ(核分裂収率) , (4)自発核分裂に伴う中性子の放出lζ関するデ タ(放出中性子の数とそ
のエネノレギー,分岐比)及び(5)(α , n )反応による中性子の放出I[関するデータ (α崩境核種別J.
ターゲット核種別放出中性子の屋)がある。乙のうち,(1)と(3)のデータは崩境データ・ライブラ
リ]DDLI[収納されている。 (2),(4)及び(5)のデータはそれぞれONEGL,SPONTL及び
ALPHPIJI[収納されている。以上の 4種類のライブラリをCOMRADコードでは使用する。
jDDLは崩境データを ENSDF及び ]NDC,核分裂収率を ENDF/B-IV及びB-Vを処尽
して作成された。現在収納されている絞種は核分裂生成物 1592核積,アクチニド 378核種である。
ONEGLはI息子炉のセノレ燃焼計算コードを使用して作成され,現在PWR及び BWRの代表的な
l群定数を核分裂生成物及びアクチニドについて燃焼度毎に整備してあり,計算のつど燃焼度で
内揮して使用できる。
以 tのデ タ・ライブラリを使用するCOMRADコードの核種生成崩境量計算モジューノレの流
れを Fig.6 Iζ示す。
Ed
qG
JAERI - M 86-121
' Decay data library ,
Calculation of computer core memory required
PROC ^L
Control of calculation modales CMC
Burn-up dependent^ one group constants )
^data libry
(ONEGL
/(a.n)reactioi \data library
Build up decay chain CHAI
Independent fission yield • calculation
I N D Y Neutron flux and burn-up calculation
FLUX
One group constants calculation by interpolation
CSCAL
rn'fial core condition Irradiation hyctory
Production and decay cafculatior.. „ CAL
Solve Bateman Eq. BATE
Calculation of neutron emission by (a . n) reaction
ALPHAN
Spontanious fission\ data library . )
Calculation of neutron emissior by spontoneus fission
SFCAL
Nuclides atomic number
Fig. 6 Flow diagram for calculating production and decay of nuclides with the COMRAD code
- 26 -
]AERl -M 86 -121
nitiol core condition Irrodiotion hy~'tory
Independent fission yield colculotion
TNDY
Neutron flux ond burn -Up colculotion
FLUX
--
門
uz
Fト』一
nH【
門
u-m
一E
ρM-ri
m-rH
白
u-口U
随一
nv-
hhぜ一
(?則的f.iSSiOn)
で己Fig・6 Flow diagrrun for calculating production and decay
of nuclides with the COMRAD code
-26-
JAERI-M 86-121
3.2 JMs*^SCi»a
3.2. i mmti&ffimmmm
d N i
dt
c a - , Fit)
r i F I t ) + J f , _ , ^ j N j ( t ) + i : g k -i k
- ( Xt+Oitit) ) N ; ( t )
•sa i © ! £ # ! » * SSj ©Jpfifflii&fcf9©^aiffliS4l
«n2 0.6931
« ( t ) N k ( t )
(1)
T,
mm k ^ t t i 1 iRfe-rafco'ic^btsnasa i © •
0(t) : BtSiJ UcfcttS^tt^m (Ditiisas ©Ji^flastoBt^^^oiij^^/^-r^T'*!?, ^me>m lmmft&izxmm
( l ) lc fc i 'T, r i , F i t ) , g k - * i , o k *5iO'^(t)(iB#FH1tife#ffl»'e*5*i, *©B#Rgfi^ JbliJ-teW^5^fr-e*.«3 , * 5 — S o ^ f P ^ i S H n i — f e t t e r ? ?>ctWX&Zo Ziir&t
amtm®&&<D&&~fr%®fti5m&£U'oMVTWtm< <:£**•?#, ££$©*&&£>-££
DCHAIN 3 - Kf t^T<i ( l ) ^©$£Ba teman®^&l r f t£ :b#S t<fc l c J ; ^T jK*!>T<. ' So tuhh^m.m(omn^.o^^n^.-fzm^t, ®ftmiz&2,£f&mmtzm'&iz^^x m*lc®.<om\ 2o©$£J!in;i£frtfT±j&Jii i i£:tfSi£©-Hl8$£*i65o 8)88<I©*lcJ:S Si ig:Sgit©W(2Bateman©-H&JP{t i :oT^x.£ft6o * f c , ®ft%£tz <£ S 4 6 X 0 5 ( i Bate man ©-«Sft?*PIWBtRBKt3fcoTBtF B
i ]»^L/c^iLT*J6';n?.„ Bateman©it l i f f i ic©g$©l iS©ff l«^?iJK*tLSft / f f t?c! :LTS^$nS©-e, £*/,*£ Ic
- 2 7 -
]AERl -M 86 -121
3.2 基本方程式と解法
~. 2. 1 核種生成崩壊量の計算
原子炉中lとおげる全ての核種の生成崩境は,骸分裂収率のIJiによる生成,核種の崩壊に基づく
当該核種の生成崩壊,及び中性子反応による生成崩壊から成り立っており,その方程式は次のよ
うに表わされる。
dNi -一一一一 =rlFl t )+Z f J→ i A j N j( t I + S g k→ i 0 kφIt) N k1t)
dt
一(A j +σj O(t) ) N j(t)
ここで, F (t) ・時刻 tにおける核分裂反応率
Tj 核種 lの核分裂収率
r j→ j .核種 Jの単位崩壊あたりの核種 lの成生量
ん :核種jの崩壊定数
(1)
en 2 0.6931 A =一一一一=一一一一, T1/ 2 ・半減期
T1//z T1/z
gk→ 核 種 kが中性子と反応するたびに生成される骸種 iの量
σ 核種 kの平均ミクロ中性子反応断面積
世(t) 時事1]t における中性子東
(1)式は核種 iの原子個数の時間変化の害1]合を示す式で・あり,右辺の第 1項は核分裂による核種
.1 の生成率を表わしている。核分裂収率引は核分裂骸種に依存するのはもちろんのとと,複合
核の励起エネ Jレギーにも依存するので入射中性子ヱベクト Jレによっても変化する。
第 2項及び第 3項は,それぞれ他の核種の崩壊及び中性子反応!とより核種 lが生成される割合
を表わしている。
(1)において , T j , F (t) , g k→ぃ σkおよびゆ(t)は時間依存の量であるが,その時間的変
化は比較的ゆるやかであり,ある一定の時間範囲では一定と近似する乙とができるo そうすると
(1)式は定数係数の連立一次常微分方程式となり解析的に解く乙とができ,また解の重ね合わせを
行う乙とができる。
DCHAINコードにおいては(I)式の解を Batemanの式を重ね合わせるととによって求めてい
る。すなわち各核種の初期値のみを考慮する場合と,核分裂による生成を考慮する場合について
別々に取り扱し勺 2つの解を加え合わせて生成崩壊方程式の一般解を求める。初期値のみによる
崩壊方程式の解は Batemanの一般解によって与えられる。また, 核分裂による生成の項は
Bate manの一般解を照射時聞にわたって時間積分した形として求められる。
Ba temanの式は任意の長さの線型の崩壊系列に対し解析解として表わされるので,どんなに
F崩壊系列が長くても,またどんなに複雑に分岐していても,それを線型の崩域系列lζ分解し,
それぞれの系列について独立に計算した後に解を重ね合わせる乙とによって容易に一般解を求め
るととが可能である。
巧
dn♂制
JAERI - M 86-121
B a t e m an ©—!&>%%
-og<D&.oUnWLc>%mc>m®&nz%z-z>0
Xi X2 X l > X 2 =• ». X ;
' • — x n . X n
—>
dNi = - X, Ni ( i = l ) , ( 2 a )
dt
d N i . = - /! jN i + /I i _ , N i _ j ( i > 2 ) , ( 2 b )
dt
i t t S o X i © # ] $ ( i ^ ' N° T ? f t b 0 ^ a © S J f f l f f i * ^ - < r ^ f f l J i ^ , ( 2 ) i ^ © - ^ ^ ( i B a t e m a n
N i(t) = C i e ~ i , X + + C ; e _ , ! i ' , ( 3 a )
i - 1 77 ^ k
k = 1
C j = ( 3 b )
77 ( X k - X ,- ) k =1
(kH j)
2#i«&©&ak*T'tti^SM£feoT^.5ii£K!i, ffl^^iJfflg$^io-f'oS< L
A,* 42* A * A* Xi ^ X2 ,__ ^ X , , > X n ^
- 2 8 -
JAERI -M 86 -121
核分裂による生成項がある場合,分岐・合流がある場合,崩墳系列中Iζ|司じ崩壊定数が存在す
る場合および循環形式の崩墳系列の場合等の取扱いについては参考文献 2)1L譲り,以下,中性子
反応による崩壊系列の取扱いについて簡単IC:説明する。
B a t e m anの一般解
つぎのような n段の線型の崩壊系列を考える。
A, A2 Aj An
X, 一一一→ X2ー→ーーー→ X j ー+一一一~ Xn 一一→
乙乙で,X は放射性核種であり,んはその崩墳定数である。簡単のため,被分裂による生成
の項も中性子反応による生成消滅の項もないとする。 ζ の場合, X jに対する(1)式の崩壊}j程
式は簡単になって,
dN, 一一一一=ーん N, (i = 1) , dt
dN, ---=-A jN j + A j-l N jー 1 ( jミ2) , dt
( 2 a )
( 2 b )
となる。 X,の初期値が N:で他の核種の初期値がすべて零の場合, (2)式の一般解はBateman
lとより次のように与えられている。
- Ad - A Nj(t)=C,e 且 +. …・・+C j e
Cj
i -1
n A k k = 1
n (Ak-Aj)
k =1 ( k、j)
( 3 a )
(3 b )
2番目以後の核種も零でない初期値をもっている場合には,崩墳系列の長さを lつずつ短くし
ていって(3)式を加え合わせればよL、。
分岐崩壊・中性子反応による生成消滅のある場合
前述したように,どんなに複雑な分岐崩填・中性子反応があろうとも全ての崩壊系列は次のよ
うな n段の線型の崩境系列IC:分解する ζ とができる。
A,* A2* A * An* X, __ X2 一一→一一一~XI_→一一→ X n ーーや
A, A2 Aj
-28一
d n
JAERI-M 86-121
tcr*. A-Am%ffimts£a*&¥&fclz&z,im£gti>tzi$mXi © £ f t © / 8 S u § * l c * f J &
AK = I; + a-, 0 ( t ) ( 4 a )
itz, A* l i f e l X , A > t > ^ a x i + i ^ © ^ B S I c * f ( e L f c g R » 1 H i a ! ^ ^ S i [ T - * 5 o ) « ^ ( i ©
/I? = f i - i + i -1; + g , ^ i + i ff; * ( t ) . ( 4 b )
( 4 ) i t * ) f l i ^ i , ^ftffl«-+tt :fRf£;(cJ;2»4fig^M©*.5ffi^©X i ©(Sii^fSiUiifoS; ©c"±<te<5a
d N i • = - / ( i Ni , ( i = 1 ) ( 5 a )
dt
dN j . — =-A;U , + /f?_i N (_!. ( i ^ 2 ) (5b)
dt (5W©-«aft?(i(3«icr/S*n/i(2)ii:©-fefs©«S(C i « rp£ i i - f 5 c ttc± f9fct;©=fc-3
N i ( t ) = C , e " / ' l t + C 2 e " " / , 2 t + + Cie~A<t , ( 6 a )
77 ' A*k k = X 0
C i = N° . ( 6 b ) n ( A k - A i )
( k H i ) I k " j •
k = l
DCHAIN 3 - K t T ( i ( 3 ) S X I ± ( 6 ) S ; & ! 6 a L , B a t e m a n m&&femi, B a t e m a n M ^ f c J:
29
]AERI -M 86 -121
ととで, ;/ iは放射崩境および中性子反応による消滅を含めた骸種 Xiの全体の消滅速度に対応
した等価崩境定数である。
;/ i A i +σi世(t) (4 a )
また, d?は骸種 Xiから骸種 Xi+1への変換に対応した部分等価崩壊定数である。複数個の
分岐崩境・複数個の中性子反応を含む場合 ,(1)式lζて定義された[i→ぃ gi→ Jを用いて 4?
を次のように書くととができるo
;/7=[i → t十 1A i + g i→ i+1 a 刷 t) (4 b )
(4)式を用いると,分岐崩墳・中性子反応による生成消滅のあるt.r:合の Xiの崩墳方程式は次式
のどとくなる。
d N, -一一一一=-;/, N, , (i = 1)
dt
dN -ーム =-;/iNi+;/i'-INi-l. (iと2)
dt
(5 a )
(5 b )
(5)式の一般解は(3)式ICて示された(2)式の一般解の係数 Ciを若干変更するととにより次式のよう
に与えられる。
-;/, t -;/2t -;/, t N μ) = C, e ,.," + C 2 e ,.." +・-…・・ +Cie "," (6a)
Ci=
i-l n ;/~
k= 1
n (;/k - ;/i) k=1 (k~ j)
N: (6 b )
DCHAINコードでは(3)式又は(6)式を整理し, Bateman関数を定義し, Bateman関数およ
びその積分形を繰り返し使うととにより効率的K解を求めている o
29ー
JAERI-M 86- 121
3. 2. 2 C M 4 7 M R V i t l i i t i m m
tj?6C t tc£f) COMRAD rtgp-elf W-X£ 5 J; -5 it Ltza
i) IttiititSY&ftWi-z. ititz t §ffl*t4T-«©st»:
0 = 6.242 x 1 0 I 8 P / J N j u ' j K j
• • • • SIO) t 2 2S(0I-S(0)S(0)
0(t)=6.242xlO 1 8 P CSIO)"1 - t + + ] S(0)2 2 S(0) 3
SIO) t 2 2SI0)2 -SIO) SIO) 0(t) = 0(0) C 1 - t + — ( + )
SIO) 2 SIO)2
tS(O) t 2 2 SIO)2 -SlO)S(O) 0 =0(0) [ 1 + ( ) + )
2SI0) 6 SIO)2
ccx P : i t til J (W/unit of tucl ) 0 : * & ? ; £ N -.m^Wl.
K : & # § ! * * - ^ * * -K = 1.29927 x 10"3 (Z 2 • A0-5 ) + 33.12
SIO) : BtFalFe'JU^fflKfc-y-SeffiW&tfSKTSf* SIO) : " 1 #ra»P»
s i o ) : " 2Ammm.
S(0)(iX(0)=AX(0), S(0)fJX = AX(0) = A 2X(0)
ii) ^ t t T S i l t S B t F e l A ^ x . ^titz t^fDitiUMfW t • t 2 "
P = 1.602 x 10"1 9 0 S 10) C 1 +— SIO) + SIO) + ] 2 6
- 30 -
]AERI -M 86 -121
3.2.2 中性子束及び比出力の計算
従来は計算時間毎の中性子束と比出力両方を計算して入力していたが,今同どちらか-}jを入
力する乙とにより COMRAD内部で計算できるようにした。
計算方法
i) 比出力と計算時間が与えられたときの中性子束の計算
ゆ=6.242 X 10'SP/ .rNj rJ f j K j
時間の関数としての中性子束11:対する近似式は,初期の時間間隔について Taylor展開して
得られる。
S(O) (2 2S(O)-S(O) S(O) ゆ(t)=6.242X101SP (S(ot1ーt一一一一+一一 +……〕
S(0)2 2 S 10)'
あるいは
S(O) t 2 2SlO)2 - S{O) SIO) ゆ(t)=ゆ10)( 1 - t一一一+一一 -------+・・
S(O) 2 S(0)2
ある時間間隔中の平均中性子束は上式を間隔で積分し tで割って得られる。
d門
2 S(O)2 -StO)S(O) ) +・〕
SIW
乙とで
P・比出力 CW/unitof tucl )
世.中性子束
N:原子数
rJ f・微視的核分裂断面積
K:核分裂エネルギー
K = 1.29927 x 10-3 (Z 2 ・ AO• 5 ) + 33.12
S(O) :時間間隔最初における巨視的核分裂断面積
S(O) :
S(O) :
!I 1次導関数
2次導関数H
S(OlIま X(O)=AX(O). S(O)はX = AX(O)= A 2 X(O)
A:崩犠及び中性子反応11:対する分岐を含む遷移7 トリックヌ
ii)中性子束と計算時間が与えられたときの比出力計算
P = 1.602 X 10-19ゆSIO)(1 +-SIO) +一一 S(O)+…ー〕2 6
30
JAERI-M 86- 121
3.3 COMRAD T f e f f l T S ^ - * • 5 ^ 7 5 U
3.3.1 lgf-!£!&7-f 7 7 U ONEGL COMRAD T-(i»riS«(i-r^;T 1 SWf®«^ffiWt 5 0 teo-atSKffiffl-T 6f**fci£;l;Tft
£#Jtt 1 S W E f t ? 4 7'7 'J £fflMt&&$i1)<&2>o Zonule l ff&ifcfTl&'^xA^gffL fc„ nwmmnmz Fig. nc^to
n
Cell calculation | * Collapse to one qroupjcbllapse to one grout
^5
Cell burnup calculation (
(UNITBURN) |
L. 2Tl
One group library for BWR and PWR
Point Burn - up
*• N J (B)
1 EDIT
COMRAD
Fig. 7 Flow diagram for calculating one group constants for the COMRAD code
- 31 -
J AERl -M 86 -121
3.3 COMRADで使用するデータ・ライブラリ
3.3. I 群定数ライブラリ ONEGL
COMRADでは断面積はすべて Ij詳断面積を使附する。従ってJ十慌に使用する体系l乙応じて代
表的な l群断面積ライフラりを用意する必要があるo そのために l併定数竹成システムを整備し
た。 ;jl箆の流れlヌlを Fig.7に示す。
!LLいC臼ωω仙e創凶仙山|日山|山b
(UN町 8URN1
L一一一一一一一一一J
Fig. 7 Flow diagram for calculating one group constants for the COMRAD code
31一
JAERI-M 86- 121
•>xfA©!Sanj3£-r5£, t-f£WtM%t.7 4 7" 7 >; (MGCLl!!) £||ji,>T UNITBURN n -
t&Jf 6 « * t t ^ * -^ n ^ 7 H ;Hc<*£-f So * i c PRE -COMR AD 3 - K£fitiH) L ftbSc L
H ± 0 ^ ^ f A $ - H > t t t g 6 t i t J P W E i B W R I c o i ' T l S i l i 7 -f 7" 7 'J-S-Sfffi l / : 0
1 S5E3&7 4 7"5 U (C^J6y-;^S(iPWR , BWR ZtlZixmyA^.hWnv i -/=> ') 195f£ji, W ) 4 7 4 7*7 U 39 f£ST« l fS l t $E l r L f co
1*7>S4BJct) i95KS®9i3 28^a^lg'Ji)»?S«-c-, 5S0o^S(±ttHii^lfi:»fiifiSt?*)S„ Xf£W$ffl 39 ffflro T % 7 ^m^mimnnm-r:, &0©&1iiJMftfMnMtT:-<fc5o £f!t 5E3&7 4 7*7 ')MGCLW) limr-9 • 7 7^ A.ENDF./B-IVftt/B-VcfciOftljJcl^o -b ^ I+SCICIi A N I S N n - K 1 3 ) ( UNITBURN ICfaffi. i? ft"0 > h) £ffl 1 >ft«*S* T 7 7 TrCOM'tt.
»« l f{±22 S t e p " ? , (Table 5) »fl£f£ffl l i t o (1) C O M R A D -e© 1 $5£8Jt©rti#itH
C0MRADT-(i5t(cg«Lit l l f S g [ 7 ' ( 7" 7 'J £ffiS«»ffij£-crtffi L Tf£Jfl-f So Wtf
D D
fljlB) = o ( B j ) + — ( <T ( B i + i ) - o ( B j ) ) B i + i _ B i
CC1T, B i (t i Saff lxr-^T-WM^Jf •?:•*»?, ff j it j M S © 1 f¥S3$-C*5o
Table 5 Butm-up s tep for one group constants data l i b r a r y
STEP Burn-up (MWD/MTU) STEP Burn-up (MWD/MTU) STEP Burn-up (MWD/MTU) 1 2,000 9 18,000 17 37,500 2 4,000 10 20,000 18 40,000 3 6,000 11 22,500 19 42,500 4 8,000 12 25,000 20 45,000 5 10,000 13 27,500 21 47,500 6 12,000 14 30,000 22 50,000 7 14,000 15 32,500 8 16,000 16 35,000
- 32 -
JAERI -M 86 -121
システムの説明をすると,まず多群定数ライブラリ (MGCL型)を1Il,、て UNITBURNコ
ド12)でセノレ燃焼計算を行L、燃焼度毎の's.効 I群微視的断面積を作成寸ると共に縮約{こ1山11した燃
焼度毎の中性子スベクトノレをファイノレに保在する。次1<::P RE -COMR ADコードを使11ILi'lol&し
た燃焼度毎の中性子スベクトノレを重みにしてその他の核種の無限希釈淵rIli積を 11咋鮒約 L'j./ih 1
群断面積と合わせて l群定数ライブラりを作成するという流れである J
また,力 ド入力の l 群断面積との更新や多群の実効断面積に対し lìíj~~ でIlL~~ した [[1 ↑'1 ‘ f ヌベ
クトノレを用いて 1群縮約 L更新する乙とも同時に出来る。
以上のシステムを用いて代表的な PWRとBWRについて l群定数ライフラリを幣備したο
l群定数ライブラりに納めた絞種はPWR. BWRそれぞれ岐分裂生成物ライブラリ 1%枝ftl¥.
核燃料ライブラリ 39骸種で燃焼度毎lζ繋備した。
核分裂生成物 195械種のうち 28核種が実効断面積で, 残りの核種は無限希釈断l面積である。
又核燃料核種 39核障のうち 7被種が実効断i面積で,残りの骸椅は無限誇釈断rru積であるc 多1作
定数ライフラリ MGCL10)は核デ タ・ 7 7イノレ ENDF/B-IY及び B-Yより作成した。セ Iレ
計算には ANISNコ ド13)(UNITBURNIζ内蔵されているJを用い符燃焼ステ yフでの中t'l
子エネノレギスベクトノレを求めた。
燃焼度は 22S te pで. (Ta b le 5)の値を使用した。
(1) COMRADでの l群定数の内挿計算
COMRADでは先に繋備した l群定数ライブラリを任意の燃焼度で内帰 Lて使!日する。内f草
方法は以下の式で行う。
B -B. σjlBl =σ(B i) +一一一一一一一一 (σ(Bi+1 )ー σ(B i) )
Bi+1-Bi
乙乙で.B iは i番目のステップの燃焼度であり, σJは J妓種の 1群定数である。
τab1e 5 Burn-up step for one group constants data 1ibrary
STEP Burn-up (剛D/MTU) STEP Burn-up (MWD/MTU) STEP Burn-up (削D/MTU)
1 2,000 9 18.000 17 37.500
2 4,000 10 20,000 18 40,000
3 6,000 11 22,500 19 42,500
4 8,000 12 25,000 20 45,000
5 10,000 13 27,500 21 47,500
6 12,000 14 30,000 22 50,000
7 14,000 15 32,500
8 16,000 16 35,000 」
n,白
内。
JAERI-M 86- 121
Table 6 References for each nuclide of the one group Constanta l i b r a r y . Fission Product (1)
1 No.; Nuclide Reference No. Nuclide
1 Reference
1 GE 72 C 320720) ENDF/B-V 51 TC 99 ( 430990) * ENDF/B-^ 2 GH 73 C 3207303 ENDF/B-V 52 RU 96 < 440960) ENOF/B-V 3 GE 74 C 320740) ENDF/B-V 53 RU 98 < 440980) ENDF/B-V 4 GE 76 C 320760) ENDF/B-V 54 RU 99 ( 440990) ENDF/B-V S AS 75 ( 330750) ENDF/B-V 55 RU100 C 441000) ENDF/B-V 6 SE 74 ( 340740) ENDF/B-V 56 RU101 ( 441010) ENDF/B-V 7 SE 76 C 340760) ENDF/B-V 57 RU102 C 441020) * ENDF/B-W 8 SE 77 ( 340770) ENDF/B-V 53 RU103 C £41030) ENOF/B-V 9 SE 78 ( 340780) ENDF/S-V 59 RU104 C 441040) ENDF/B-V
10 SE 80 ( 340800) ENDF/B-V 60 RU105 ( 441050) ENDF/B-V 11 SE 82 < 340820) ENDF/B-V 61 RU106 ( 441060) ENDF/B-V 12 BR 79 < 350790) ENDF/B-V 62 RH103 C 451030) *• ENDF/B-flT 13 BR 81 ( 350810) ENDF/B-V 63 RH105 C 451050) * ENDF/8-Hr 14 KR 78 < 360780) ENDF/B-V 64 PD102 C 461020) ENDF/B-V IS KR 30 C 360800) ENDF/B-V 65 PD104 C 461040) ENOF/B-V 16 KR 82 ( 360820) ENDF/B-V 66 PD105 < 461050) ENOF/B-V 17 KR 85 ( 360830) ENDF/8-V 67 PD106 C 461060) ENDF/B-V 18 KR 84 C 360840) ENDF/B-V 68 P0107 < 461070) ENOF/B-V 19 KR 35 < 360850) EN0F/8-V 69 PD108 (. 461080) ENDF/B-V 20 KR 86 C 360860) * ENDF/B-V 70 PD110 ( 461100) ENDF/B-V 1 2 1 RB 85 C 370850) ENDF/B-V 71 AG107 C 471070) ENDF/B-V 22 R8 86 C 370860) ENDF/B-V 72 AG109 C 471090) ENOF/B-V 23 RB 87 ( 370870) ENDF/B-V. 73 AG111 < 471110) ENDF/B-V 24 SR 84 C 380840) ENDF/B-V 74 CD106 ( 481060) ENOF/B-V 23 SR 86 ( 380860) ENOF/B-V 75 CD108 C 481080) ENDF/B-V 26 SR 87 ( 380870) ENDF/S-V 76 CD110 C 481100) ENDF/B-V 27 SR 88 < 380880) ENDF/S-V 77 CD111 ( 481110) ENDF/B-V 23 SR 89 < 380890) ENDF/9-V 78 CD112 C 481120) ENDF/B-V 29 SR 90 C 380900) ENDF/B-V 79 CD113 < 481130) * ENDF/B-1V 30 Y 89 < 390890) ENDF/B-V 80 CD114 < 481140) ENDF/B-V 31 Y 90 C 390900) ENDF/B-V 81 CD115 < 481150) ENDF/B-V 32 Y 91 < 390910) ENDF/B-V 82 CD116 ( 481160) ENDF/B-V 33 ZR 90 C 400900) ENOF/B-V 83 IN113 C 491130) ENDF/B-V 3 4. ZR 91 ( 400910) ENOF/B-V 84 IN115 ( 4911S0) ENDF/B-V 35 ZR 92 ( 400920) ENDF/B-V 85 SN112 < 501120) ENOF/B-V 36 ZR 93 ( 400930) ENDF/B-V 86 SN114 C 501140) ENDF/B-V 37 ZR 94 ( 400940) ENDF/B-V 87 SN115 < 501150) ENOF/B-V 38 ZR 95 ( 400950) ENDF/B-V 88 SN116 ( 501160) ENDF/B-V 39 ZR 96 < 400960)' ENDF/B-V 89 SN117 ( 501170) ENOF/B-V 40 NB 93 < 410930) ENDF/B-V 90 SN118 ( 501180) ENOF/B-V 41 NB 94 C 410940) ENDF/B-V 91 SN119 ( 501190) ENOF/B-V 42 NB 95 < 410950) ENDF/B-V 92 SN120 ( 501200) ENOF/B-V 43 MO 92 C 420920) ENOF/B-V 93 SN122 < 501220) ENDF/B-V 44. MO 94 < 420940) ENOF/B-V 94 SN123 < 501230) ENDF/B-V 45 MG 95 C 420950) ENDF/B-V 95 SN124 ( 501240) ENDF/B-V 46 MO 96 ( 420960) ENDF/B-V 96 SN125 (. 501250) ENOF/B-V 47 MO 97 C 420970) ENOF/B-V 97 SN126 ( 501260) ENOF/B-V 48 MO 98 C 420980) ENDF/B-V 98 S8121 ( 511210) ENDF/B-V 49 MO 99 ( 420990) ENDF/B-V 99 S3123 < 511230) ENDF/B-V 50 M0100 ( 421000) ENDF/B-V 100 SB124 < 511240) ENDF/B-V
Asterisks are e f fec t ive cross sec t ions .
- 33 -
]AERI -M 86 -121
Tab1e 6 References for each nuc1ide of the one group constanta 1ibrary.
Fission Product (1)
No.; Nuclide Reference No. Nuclide Referel1ce
11GE 72 ( 320720) ENDF/8-V 51 TC 99 ( 430990) *' ENDF/B-1V 21GE 73 ( 320730) ENDF/B-V 52 RU 96 ( 440960) ENOF/B-V
31GE 74 ( 320740) ENDF/B-V 53 RU 98 (ιι0980) 正NDF/B-V
ιGE 76 ( 320760) ENOF/B-V 54 RU 99 ( 440990) ENDF/B-V
51 AS 75 C 330750 】 ENDF/B-V 55 RU100 ( 441000) ENDF/B-V
61SE 7ι( 340740) ENDFfB-V 56 RU101 ( 441010) ENDF/B-V
71SE 76 ( 340760) ENDF/B-V 57 RU102 ( 441020) .it ENDF/B・ザ
81SE 77 ( 340770) ENOF/B-V 58 RU103 ( 441030) ENOF/B-V
91SE 78 ( 340780) ENOF/B-V 59 RU104 ( 441040) ENDF/B-V
10 SE 80 ( 340800) ENDF/B-V 60 RU105 ( 441050) ENDF/B-V
11 SE 82 ( 340820) ENOF/B-V 61 RU106 ( 441060) ENOF/B-V
12 BR 79 ( 350790) ENDF/B-V 62 RH103 ( 451030) 止、 ENOF/B-lV
13 BR 81 ( 350810) ENDF/B-V 63 RH105 ( 451050) 怠 ENDF/8-lV14 KR 78 ( 360780) ENOF/B-V 64 PD102 ( 461020) ENOF/8-V
15 KR 80 ( 360800) ENOF/B-V 65 PD10 ι 【 461040) ENDF/B-V
16 KR 82 ( 360820) ENDF/B-V 66 PD105 ( (61050) ENDF/B-V
17 KR 83 ( 360830) ENOF/B-V 67 PD106 ( 461060) ENDF/B-V
18 KR 8ι( 360840) ENDF/B-V 68 PD107 (ι61070) ENDF/B-V
19 KR 85 ( 360850) ENDF/8-V 69 P0108 (ι61080) ENOF/8-V
20 KR 86 ( 360860) ‘ENDF/8-V 70 PD110 ( 461100) ENDF/B-V
21 RB 85 ( 370850) ENDF/8-V 71 AG107 ( 471070) ENDF/B-V
22 RB 86 ( 370860) ENDF/B-V 72 AG109 ( 471090) ENDF/B-V
23 RB 87 ( 370870) ENDF/B-V. 73 AG111 ( 471110) ENDF/B-V
24 SR 84 ( 380840) ENOF/B-V 74 C0106 ( 481060) ENOF/8-V
23 SR 86 ( 380860) ENOF/B-V 75 C0108 (ι81080) ENDFfB-V
26 SR 87 ( 380870) ENDF/9-V 76 CD110 ( 481100) ENOF/B-V
27 SR 88 ( 380880) ENOF/8-V 77 CD111 ( 481110) ENOF/B-V
28 SR 89 ( 380890) ENDF/9-V 78 CD112 (ι81120) ENDF/B-V
29 SR 90 ( 380900) ENDF/8-V 79 C0113 ( 481130) ;1( ENDF/8-1IT 30 Y 89 ( 390890) ENDF/8-V 80 C0114 ( 481140) ENOF/8-V
31 Y 90 ( 390900) ENOF/8-V 81 C0115 ( 481150) ENOFIB-V
32 Y 91 ( 390910) ENOF/8-V 82 C0116 ( 481160) ENOF/B-V
33 ZR 90 【 400900) ENOF/B-V 83 INl13 ( (91130) ENOF/B-V
34 ZR 91 ( 400910) EN白F/B-V 84 IN115 ( 491150) ENOF/B-V
35 ZR 92 (ι00920) EN[lF/B-V 85 SN112 ( 501120) ENDF/B-V
36 ZR 93 ( 400930) ENDF/8-V 86 SN114 ( 501140) ENDF/B-V
37 ZR 94 ( 400940) ENDF/B-V 87 SN115 ( 501150) ENDF/B-V
38 ZR 95 ( 400950) ENDF/8-V 88 SN116 ( 501160) ENOF/B-V
39 ZR 96 ( 400960) ENDF/8-V 89 SN117 ( 501170) ENOF/B-V
ι。N匂 93 ( 410930) ENDF/8-V 90 SN118 ( 501180) ENOF/B-V
41 NB 94 ( 410940) ENOF/B司 V 91 SNl19 【 501190) ENOF/B-V
ι2 NB 95 (ι10950) ENOF/8-V 92 SN120 ( 501200) ENDF/B-V
43 同o92 ( 420920) ENOF/S-V 93 SN122 ( 501220) ENDF/8-V
44 同o94 ( 420940) ENDF/8-V 9ι SN123 ( 501230) ENDF/S-V
45 同o95 , 420950) ENOF/8-V 95 SN12ι( 501240) ENDF/S-V
46 問o96 (ι20960) ENOF/S-V 96 SN125 ( 501250) ENDF/S...V
47 同o97 C 420970) ENOF/8-V 97 SN126 ( 501260) ENOF/8-V
48 阿o98 【 ι20980) ENDF/8-V 98 S8121 ( 511210) ENDF/8-V
ι9 阿o99 【 ι20990) ENDF/8-V 99 S8123 ( 511230) ENDF/8-V
50 問0100 【 ι21000) ENDF/8-V 100 S8124 ( 5112(0) ENOF/8-V
Asterisks are effective cross sections.
90
qd
JAERI-M 86-121
Table 6 (Continued)
Fission Product (2)
No. Nucl ide 511250)
Actinide ENOF/B-V
No. 151
N ND142
uclide Reference 101 S8125 <
ide 511250)
Actinide ENOF/B-V
No. 151
N ND142 ( 601420) ENDF/B-V
102 SB126 ( 511260) ENDF/B-V 152 ND143 ( 601430) * ENDF/B-W 103 TE120 < 521200) ENDF/B-V 153 ND144 C 601440) * ENDF/B-W 104 TE122 C 521220) ENDF/B-V 154 ND145 ( 601450) * ENDF/B-F 105 TE123 < 521230) ENDF/B-V 155 ND146 ( 601460) * ENDF/B-W 106 TE124 < 521240) ENDF/B-V 156 ND147 C 601470) ENDF/B-V 107 TE125 ( 521250) ENDF/B-V 157 ND148 ( 601480) ENDF/B-V 108 TE126 < 521260) ENDF/B-V 158 ND150 ( 601500) ENDF/B-V 109 TE127 < 521270) ENDF/B-V 159 PM147 i 611470) * ENDF/BHV 110 TE128 < 521280) ENDF/B-V 160 PM148 C 611480) * ENDF/B-W 111 TE129 ( 521290) ENDF/B-V 161 PM148MC 611481) * ENDF/B-W 112 TE130 < S21300) ENDF/B-V 162 PM149 ( 611490) * ENJF/B-W 115 TE132 C 521320) ENDF/B-V 163 PM151 ( 611510) ENDF/B-V 114 I 127 ( S31270) ENDF/B-V 164 SM144 ( 621440) ENDF/B-V 115 I 129 < 531290) ENDF/B-V 165 SM147 ( 621470) ENDF/B-V 116 I 130 < 531300) ENDF/B-V 166 SM148 ( 621480) * ENDF/B-W 117 I 131 < 531310) ENDF/B-V 167 SM149 ( 621490) * ENDF/B-W U S I 135 C 531350) * ENOF/B-W 163 SM150 ( 621500) * ENDF/B-W 119 XE124 C 541240) ENDF/B-V 169 SM151 C 621510) * ENDF/B-W 120 XE126 < 541260) ENDF/B-V 170 SM152 C 621520) * ENDF/B-W 121 XE128 ( 541280) ENDF/B-V 171 SM153 C 621530) * ENDF/B-T7 122 XE129 < 541290) ENDF/B-V 172 SM154 ( 621540) ENDF/B-V 123 XE130 C S41300) ENDF/B-V 173 EU151 ( 631510) ENDF/B-V 124 XE131 C 541310) * ENDF/B-W 174 EU152 C 631520) ENDF/B-V 125 XE132 < 541320) ENOF/B-V l/S EU153 ( 631530) *• ENDF/B-W 126 XE133 ( 541330) ENDF/B-V 176 EU154 ( 631540) * ENDF/B-W 127 XE134 ( 541340) ENDF/B-V 177 EU155 C 631550) * ENDF/B-W 128 XE135 ( 541350) *. ENDF/B-W 178 EU1-56 ( 631560) ENDF/B-V 129 XE136 ( 541360) END-F/B-V 179 EU157 ( 631570) ENDF/B-V 130 Cb'133 ( 551330) * ENDF/B-W 180 GD152 ( '.41520) ENDF/B-V 131 CS134 ( 551340) * ENDF/B-W 181 GD154 C 6'.1540) ENDF/B-V 132 CS135 C 551350) ENDF/B-V 182 GD155 C 641550) ENDF/B-V 133 CS136 C 551360) ENDF/B-V 183 GD156 ( 641560) ENDF/8-V 134 CS137 C 551370) ENOF/B-V 184 GD157 ( 641570) ENDF/B-V 135 BA134 ( 561340> ENDF/B-V IBS GD158 ( 641580) ENOF/B-V 136 BA135 ( 561350) ENDF/B-V 186 GD160 ( 641600) ENDF/B-V 137 BA136 ( 561360) ENDF/B-V 187 TB159 ( 651590) ENDF/B-V 138 BA137 ( 561370) ENDF/B-V 188 TB160 ( 651600) ENDF/B-V 139 BA138 ( 561380) ENDF/B-V 189 DY161 < 661610) ENOF/B-V 140 BA140 C 561400) ENDF/B-V 190 DY162 ( 661620) ENDF/B-V 141 LA139 < 571390) ENDF/B-V 191 DY163 < 661630) ENDF/B-V 142 LA140 C 571400) ENDF/B-V 192 DY164 ( 661640) ENDF/B-V 143 CE140 C 581400) ENOF/B-V 193 H0165 < 671650) ENDF/B-V 144 CE141 < 581410) ENDF/B-V 194 ER166 f 681660) ENDF/B-V 145 CE142 ( 581420) ENDF/B-V 195 ER167 < 681670) ENDF/B-V 146 CE143 C 581430) ENDF/B-V 147 CE144 ( 531440) * ENDF/B-W 148 PR141 < 591410) ENDF/B-V 149 PR142 < 591420) ENDF/B-V 150 PR143 < 591430) ENDF/B-V
Asterisks are effective cross sections.
- 34 -
JAERI -M 86 -121
Table 6 (Continued)
Fission product (2)
No. Nuclide Act1r11de No .1|l Nuclide Reference
卜一一一一一一ー 一ENOF一/8-一V 一--T;ー5一 ND142 【一60一1420) 101 S8125 【 511250) ENDF/8-V
102 S8126 ( 511260) ENDF/8-V 152 ND143 ( 601430】 * ENDF/8-N
103 TE120 ( 521200) ENDF/8-V 153 ND144 ( 601440) " ENDF/B-iIT 104 TE122 ( 521220) ENDF/B-V 154 N0145 ( 601450) 本 ENDF/B-1IT 105 TE123 ( 521230) ENDF/B-V 155 ND146 ( 601460) 本 ENOF / 8-1V
106 TE124 ( 5212ι0) ENDF/B-V 156 ND147 ( 601470 】 ENDF/B-V
107 TE125 ( 521250) ENDF/B-V 157 ND148 ( 601480) ENDF/8-V
108 TE126 ( 521260) ENDF/8-V 158 ND150 ( 601500) ENDF/8-V
109 TE127 ( 521270) ENDF/8-V 159 P附147 【 611470) 本 ENDF/8-iIT
110 TE128 ( 521280) ENDF/8-V 160 P阿148 ( 611480) ポ ENOF/B-lV
111 TE129 ( 521290) ENDF/B-V 161 P附148M( 611481) 点 ENDF/B-1I7
112 TE 130 【 521300) ENDF/B-V 162 P附149 ( 611490) 本 ENJF/B-l'i7
113 TE132 ( 521320) ENDF/8-V 163 P阿151 ( 611510 】 ENDF/B-V
114 1 127 ( 531270) ENDF/8-V 164 s阿144 ( 621440) ENDF/B-V
115 r 129 【 531290) ENDF/B-V 165 SM147 【 621470) ENDF/8-V
116 1 130 ( 531300) ENDF/8-V 166 SM148 【 621480) ヰ ENDF/B-W
117 1 131 ( 531310) ENDF/B-V 167 S問149 (品21490) え ENDF/B-1I7
118 1 135 ( 531350) JI:. ENDF/自-lV 168 S何150 ( 621500) 本 ENDF/B-l'i7"
119 XE124 541240) ENDF/8-V 169 s阿151 【 621510) ~ ENDF/日ー育
120 XE126 ( 541260) ENDF/B-V 17Q SM152 ( 621520) *' ENDF/B‘W
121 XE12B ( 541280) ENDF/B-V 171 s阿153 ( 621530) 車 ENDF/B-l1
122 XE129 ( 541290) ENDF/B-V 172 S阿154 ( 621540) ENDF/B-V
123 XE130 ( 541300) ENDF/B-V 173 EU151 ( 631510) ENOF/B-V
124 XE131 ( 541310) 本 ENDF/自-1V 174 EU152 ( 631520) ENDF/B-V
125 XE132 ( 541320) ENOF/B-V 115 EU153 ( 631530) *-ENDF/B-lV
126 XE133 ( 541330) ENDF/B-V 176 EU154 ( 631540) 本 ENDF/B-'¥V"
127 XE134 ( 541340) ENDF/B-V 177 EU155 ( 631550) 本 ENDF/B-'¥V"
128 XE135 ( 541350) 本 ENOF/B-W 178 E U 1-56 【 631560) ENDF/B-V
129 XE136 【 541360) ENO'F /B-V 179 EU157 ( 631570) ENDF/B-V
130 c亘133 ( 551330) :lI: E N 0 F / B-,"iT 180 G0152 ( '.41520) ENDF/B-V
131 CS134 ( 551340) 主 ENDF/B-liT 181 GD154 (6',1540) ENDF/B-V
132 CS135 ( 551350) ENDF/B-V 182 GD155 ( 641550 】 ENOF/B司 v133 CS136 ( 551360) ENOF/B-V 183 GD156 【 641560) ENDF/B ‘v 134 CS137 ( 551370) EN.Q F / B-V 184 GD157 【 641570) ENDF/B-V
135 自A134 ( 561340) ENDF/B-V 185 G0158 (品41580) ENOF/B-V
136 BA135 ( 561350) ENOF/B-V 186 G0160 ( 641600) ENOF/B-V
137 BA136 【 561360) ENDF/B-V 187 丁目159 ( 651590) ENDF/B-V
138 自A137 【 561370) ENOF/B-V 188 TB160 ( 651600) ENDF/B-V
139 自A138 【 561380) ENDF/B-V 189 DY161 ( 661610) ENDF/B-V
140 BA140 【 561400) ENDF/自-V 190 DY162 ( 661620) ENOF/B-V
141 LA139 ( 571390) ENDF/B-V 191 DY163 ( 661630) ENDF/B-V
142 LA140 ( 571400) ENDF/B-V 192 DY164 ( 661640) ENDF/B-V
143 CE140 ( 581400) ENOF/B-V 193 H0165 ( 671650) ENDF/B-V
144 CE141 ( 581410) ENDF/B-V 194 ER166 ( 681660) ENDF/B-V
145 CE142 ( 581ι20) ENDF/B-V 195 ER167 ( 681670) ENDF/B-V
146 CE143 ( 581430) ENDF/B-V
147 CE144 ( 581440 】 車 ENDF/B-W
1ιa PR141 ( 591410) ENDF/B-V
149 PR1ι2 ( 591420) ENDF/B-V
150 PR143 ( 591430) ENDF/B-V
Ast邑risks are effective cross sections.
34 -
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]AERI -M 86 -121
Table 6 (Continued)
Actinide
No. : Nuclide Reference ー一
11TH230 ( 902300) ENDf/8-V
21TH232 ( 902320) ENDf/6-1V 31PA231 ( 912310) ENOf/B-V
41PA232 ( 912320 】 ENOF/6-1!T Slu 232 ( 922320) ENDF/6-V
61u 233 (ヲ22330) ENDf/8-1T 71 U 234 ( 9223ι0) ENDF/S"':官
8! U 235 ( 922350) lC ENOF/S-1T 守 U 236 ( 922360) 草 ENOF/B-V
10 U 237 (,922370) ENDF/B-V
11 U 238 ( 922380) X E N 0 F I 8-li1
12 NP237 ( 932370) ENOF/8-U 13 NP238 ( 932380) EHDF/8-V
14 PU236 ( 942360) ENDF/8-V
15 PU238 (守ι2380) ENDF IB-1il 16 PU239 C 942390) 本 ENOF/B-7iT17 PU2ιo (守ι2ι00) ";il ENDF/8-1'V
18 PU241 ( 942410) 草 ENOF/B-1iT19 PU2ι2 ( 942ι20) :lC END F 18-lJ
20 PU2ι3 ( 942430) ENOF/8-V
21 PU2ι4 ( 9ι2ιι0) ENDF/B-V
22 AM241 C 952410 】 ENDF/B-V
23 AM242 ( 952ι20) ENDF/B-V
24 AM242阿〈ヲ52421> ENDF/B-V
25 AM243 ( 952430) ENDF/B-ll
26 CM241 (ヲ62410) ENOF/B-V
27 CM242 ( 962420) ENDF/6-V
28 CM243 【 962430) ENDf/B-V
2守 CM24ι< 962ιιG】 ENOF IB-i'J
30 CM245 ( 962450) ENOF/B-V
31 CM246 (守62460】 ENOF/B-V
32 CM248 ( 962480) ENDF/B-V
33 CM2ι守( 962490) ENOF/6-V
34 6K249 【守72490) E~DF/B-V
35 CF250 < 982500) ENOF/6-V
36 CF251 ( 982510) ENDF/B-V
37 CF252 C 982520) ENOF/S-V
38 CF253 ( 982530) ENOF/6-V
39 ES253 < 992530) ENOF/B-V
Asterisks are effective cross sections.
-35-
JAERI-M 86-121
(2) l i ^ S t T ^ 7*7 UOMSilcfH J D D L O M S T
fimtmnrnz Fig. 8 K^^- 0
tztzl l i l '€^©fio*^M$nfcJi^( iM J lT^5^g(i^: i , '„ 0 * 0 1 PSSt? -< 7*7 'J
|C> 0NE3L
New one group constant library
(Original)
The data on neutron reaction type of parent nuclides are changed. And a number of parent nuclides is replaced. .
The values (NCH*MTYPf NBIC* and PBld are exchanged according to the new one group constant library
* NCH : Number of parent, nuclides
*MTYP: Distinction of the decay chain of a parent nuclide to a grand state nuclide or to an excited state nuclide
*NBIC : Reaction type of a parent nuclide
* PBIC : Ratio of grand state cross section to excited state cross section
(New)
Fig. 8 Flow chart for up-dating the JDDL information due to a renewal of the one group constant library
- 36 -
]AERI -M 86 -121
(2) 1群定数ライブラリの更新{ζ伴う JDDLの更新
JDDL には崩境データの他f(断面積の情報も入っている。(断面積を有する核種の情報とか
親核種の当核種への中性子反応形式の情報とかがある)そのため新しく 1群定数ライブラリを
作成した場合, JDDLに対してその対応する核種の指定とか,反応の種類をすべて更新しなけ
ればならなし、。
そとで新しく作成した l群定数ライブラリと JDDLを読み込んで新しL、l群定数の内寄を取
り入れた JDDLを作成する機能を用意した。
方法と流れ図を Fig.81(示す。
ただし I群定数の値のみ変更された場合は更新する必要はない。つまり I群定数ライフラリ
の核種の種類や反応の種類を変更したときのみとの処理が必要となる。
The dato∞neutron reoction type of
po rent nucl ides ore cho nged
And 0 number of porent nudides is
reploced.
The volues (NCH~MTYP~N8IC葺刷用Bq開 exchonged 0∞ording fO甘沼 new one
group consto nt I i brory
苦 NCH Number of問rent.nucl i d es
苦 MTYP:Distincfion of the d氏。y
choin of 0 po陀ntnuclide
10 0 grdnd stote nuclide
or 10 on excited slote
nuclide
葺 N8IC:Reoction fype of 0 porenf nuclide
辛 PBIC: Rotio of grond stofe cross
section to exc~ed sfofe
cross secflon
F1g. 8 Flow chart for up-dat1ng the JDDL 1nformat1on due to a renewal of the one group constant l1brary
36 -
JAERI-M 86- 121
/ / J C L G JOB / / EXEC JCLG / / S Y S I N DD D A T A , D L M = ' + + ' / / JUSER 8 0 7 4 9 1 3 9 / T O . H A R A , 0 9 5 4
P.O 1 .0 T.O C.3 W.3 OPN NLP OPTP PASSW0RD=4WD ,,,
// EXEC FORTHE,SO=' J9t3-9 .0RIGEN2 '/• // A=*ELM(0RGT0C0M),SOURCE' // EXEC LKED // EXEC GO ^ //FT01F001 DD DSN=J9t39.JDLATUPl.DATA,DISP=SHR //FT04F001 DD DSN = J9$-39 .0RG1GC0M. D ATA <LIB1) , DISP = SHR //FT02F001 DD DSN = J9149.ORIGJ DDL.DATA,DISP = SHR //SYSIN DD *
0RIGEN2 1G CROSS SECTION + JDDL FP DCAY DATA FILE + + //
FT01F001 - T T ' J X ' ^ ^ J D D L
FT 04F 001 - ftliS L tz 1 g$5££J( y A 7* y <) FT02F001 - g f i£ t t fcNEW JDDL
£> - K 1 ft 20A 4 T* TITEL £• KM-£ft(2JDDL ©gf Ll 'TITEL i S , T JDDL ^mZtll
(3) l S a 7 0 ' 7 ' J f f l l / 3 - K i S i t f f l f l i
FORMAT = (I 3, I 7, 9E 12.5) ( I T , NUC , XSEC(I), 1 = 1, 9)
IT : »J&*x.y7° NUC : mm ID
XSEC(l) : ABSORPTION XSEC(2) : (N,- PROTON) XSEC (3) : (N, ALPHA) XSEC (4) : SCATTERING XSEC (5) : INELASTIC XSEC (6) : (N, 2N) XSEC (7) : F I SS I ON XSEC (8) : (N, 3N) XSEC (9) : (N, GAMMA)
- 37 -
JAERI -M 86 -121
ジョブ制御文
IIJCLG J08 11 EXEC JCLG IISYSIN 0 o DATA,DL阿=・++・11 JUSER-e-e-T4亨1-3亨,TO.HARA,09コヰ
P.O 1.0 T.O C.3 凶.3 OPN NLP OPTP PASSWORu=4凶o 91
11 EXEC FORTHE,SO=・J9を吾9.0RIGEN2・,11 A='EL阿<ORGTOCO阿), SOURCE'11 EXEC LKED 11 EXEC GO 11 FT01FOOl 00 IIFT04FOOl 00 11 FT02 FOOl 00 IISYSIN 00 *
ORIGEN2 lG CROSS SECTION + JDDL FP DCAY DATA FILE ++ 11
円円M
H
eu --門「ea
門町
T4円円
unnuun
Fa'戸、d
=、,--
P1p
qunun-
''A.,E且.,aa-
nHV『」
nu
'r、,
A内
角
H角
H
守
h
〒l〒l
AHAHAH
nHV円
U内
U
••• 4ム
M円
『
」
門
「
円
unu
uCD
守
hput-M
AR44FU
'
』
例
U
T
4
nu内問円円
,iw門unu
••• 円
ヲ
門
γ円ヲ
刊日一括話
内
ヲ
円
ヲ
内
y
-tu--twEEM
==z
MHM同
M川
F3F、MF-
nununu
論f聖機番について
FT OIF 001
FT 04F 001
FT 02F 001
オリジナノレ ]DDL
作成した l群定数ライブラリ
更新された NEW]DDL
入力形式について
カ ドl枚 20A4で TITELを入れる
乙れは ]DDLの新しい TITELとなって ]DDLへ登録される。
(3) 1群定数ライブラリのレコード形式とその内容
I群定数ライブラリは,書式付きで次の形になっている。
FORMAT= ([ 3, 17, 9E 12.5)
CIT,NUC,XSECII),I=I,9)
IT 燃焼zテップ
NU<二 :核種 ID
XSEC (1) ABSORPTION
XSEC (2) ・ (N,PROTON)
XSEC (3) (N, ALP HA )
XSEC (4) SCATTERING
XSEC (5) INELAS TIC
XSEC (6) (N, 2 N )
XSEC (7) F 1 SS 1 ON
XSEC (8) (N, 3 N )
XSEC (9) (N, GAMMA)
n' n3
i
JAERI-M 86- 121
(4) lgf^Sfey -f y'y ' J M ^ D / f A PRE-COMRAD 1) KIM*.
CARD Na 1 FORMAT = ( 8 I 5, 11A 1) ^Wo-^ii-Y
1. JIKKO
2. IXSFP
3. IXSLES
4. ITIME
* 7 A
1 - 5
6 - 1 0
11 - 15
15 - 20
= 0 35^Bfffi«(iMGLLSiJ10)
= 1 H » E § m ABBN M n )
rc*^*ffiSffl©as = 0 ACTIN IDE , CLAD MATERIAL = 1 F .P
l g !& lS i©£g f$ f f l = 0 l f f .Jgg( i©^f f r j '0 =1 " tt L
5. I REG 21 - 25
6. I DUMP
7. ICOM
8. ISKIP
9. I CROSS
25 - 30
31 - 3 5
3 6 - 4 0
4 5 - 5 5
= 0 t h ^ L t t l * = 1 " "f 6 COMRAD ffl A 7 ) f - ? ©HI® = 0 f iJ i lLte^ = 1 " -T5
Kaa i7 7 -f ^ © S ^ i A ^ f j a = 0 ST 7 -f 7" 7 U = i IB 7 4 7*7 U KhT •-toMs.mmmoicto SfrHa 7 7-i '"tpa&rMmnWMlkW *iA*|l|Sl¥icM-f aftjfti \ 7 J r •-9<Dffi&m*mm<D£t»
l©I
CARD Na2 FORMAT = ( 6F 12.0) <!#{*» (cm 3)
CARD Na3 FORMAT = (A 4) •h 7 A
1. 1 - 4 @@SP (B5£)
38 -
]AERI -M 86 -121
以上のレコード形式で核種数×燃焼ステップ数だけ繰り返される。
(心 l群定数ライブラリ作成プログラム PRE-COMRAD
1)入力形式
C A R D No. 1 F 0 RMA T = (8 1 5. 11 A 1 ) コントロールカード
カラム
1. ]IKKO 1-5
2. 1 XSFP 6 -10
3. IXSLES II - 15
4. ITIME 15 -20
5. IREG 21 -25
6. lDUMP 25 -30
7. ICOM 31 -35
8. ISKIP 36 -40
9. ICROSS 45 -55
C ARD No. 2 FORMAT = ( 6F 12.0)
領域体積 (cm3)
CARD No. 3 FORMAT= (A 4)
カラム
実効断面積読み込み制御
=0 実効断面積はMGLL型 10)
実効断面積は ABBN型 11)
読み込み断面積の種類
= 0 ACTIN IDE . CLAD rvfATER IAL
= 1 F.P
1 !詳定数との更新制御
= 0 群定数とのtJ.!:新Ifり
/1 無し
燃焼タイムステソプ数
領域数
途中結果出力制御
=0 出力しない
/1 する
COMRAD用入力データの創造制御
=0 創造しない
する
断面積7 7イノレの読み込み制御
=日 新ライブラリ
= 1 I日ライブラリ
入力データの補足説明参照のとと。
断面積フ 7イJレ中の断面積の種類及び断面積の読
み込み順序に関する制御
入力データの補足説明参照の ζ とo
L 1 -4 @@SP 固定)
- 38一
JAERI-M 86-121
* 7 A
1. INGR 1 - 4
2. INBD 5 - 8
CARD Na4 F0RMAT= ( 18 I 4 ) ^ n * A ^ ^ y h D - ; i /
KhT-^J t- ;K£>
x^+'-SMtigff l i l tR = •- 1 137 m (\HM) = 0 26 P (f*Dt)
= n n S Xhtl-tZ>m&) 3. IUSP 9 - 1 2 2 ^ ? HWW.ih&Wf&OW®
= - n n | p 7 7 ' f r t t , ' M ' t l J - t - K
= 0 £ - KT'A.>*J-f 5 = n n t H f f l 7 7 ^ * A > b A - K O - ^ T
4. IUBD 13-16 xTwu^'-IHiiifflSc^iA^IBj;!: = - n n 3£@©7 7 -f ^ T W V M ^ 'J - * - K
= 0 * - K T A W 5 = n n | | » 7 7 ' ( ^ > b i ! i - l ' ' ' f > - ^ t
Stir 5. IOGR 17-20 Ha®fffi»©jB#!
= 0 3?$J»TB«tt l37l | = 1 " 26 II
6. IABBN 2 1 - 2 4 + t t ? * ^ ? I- ^pgf©iI£R = 0 * t t ^ * ^ ? h>Ki 137 SI = 1 " 26g¥
CARD Na5 FORMAT = (6 F 12.0 ) ^ n ^ f - W A / l (IUSP ^OOteh&g)
x ^ ^ h ;u-r — 9
CARD Na6 FORMAT= (F 12.0) DISADVANTAGE FACTOR OAA niJSP ^ 0 ©B&&g)
DISADVANTAGE FACTOR
CARD Na7 FORMAT = ( 6F 12.0 ) x * ^*"-}g i i © A t / (IUBD ^ 0 ©B#£^)
- 39 -
]AERI -M 86 -121
CARD Nu 4 FORMAT= ( 1814) スベクトノレ入力コントロール
カラム
1. INGR 1 -4
2. 1 NBD 5-8
3. IUSP 9 - 12
4. 1 U BD 13 - 16
5. IOGR 17 -20
6. IABBN 21 -24
入力ヌベクト Jレの群数
エネルギ一群構造の選択
-1 137群(内蔵)
= 0 26群(内蔵)
=n n群(入力する場合)
スベクトノレの読込み形式の制御
= -n n番目のファイノレからパ寸ナリーモ ド
で読む
o カードで入力する
=n n番目のファイルからカードイメ ジで
読む
エネルギ一群構造の読み込み形式
= -n n番目のファイルからバイナリーモ ド
で読む
=0 カードで入力する
= n n番目のファイノレからカードイメージで
読む
実効断面積の選択
=0 実効断面積は 137群
= 1 /1 2焔群
中性子スベクトル群数の選択
=0 中性子スベクトノレは 137群
/1 26群
CARD Nu5 FORMAT=(6FI2.0) スベクトノレデータの入力
(IUSP孟oの時必要)
スベクトノレデ タ
CARD Nu 6 FORMAT= (F 12.0) DISADVANTAGE FACTORの入力
( IUSP主oの時必要)
DISADVANTAGE FACTOR
CARD Nu 7 FORMAT = (6F 12.0)エネノレギ 構造の入力
(IUBDミoの時必要)
エネノレギー精造
39 -
JAERI-M 86-121
CARD Na8 F0RMAT=(A4) 1 gfStfeKtlA >f ••; V * (1 ffiZmZhJ]-? Z®&&%)
1. 1 - 4 @@XS ([*]£)
CARD Na9 F 0 R M A T = ( A 4 , 14 ) 1 gKtfcffl^iA&fMJ i ) 7 i
1. INPT 1 - 4 = CARD iM'SlWL'zrti- h'T'Aft
= F I L E lM'aL^.^y r-i ^x^mts
2 NCSIG 5 - 8 I N P T = FILE £>!#£•
fmfUSS
CARD NalO FORMAT= (16 , I 2, I 4, E 12.5) 1 ?ff %£(;<£> A 7j ( I N P T = F I L E © J § £ , # g )
1. NUCNAM 1 - 6 Mff l3- K#-5f, A ^ * * 7 0 B # - 1
2. KIND 7 - 8 rpfe^tXl&tDmm 1 = (N , GAMMA) 2 = (N, PROTON) 3 = (N , ALPHA) 4 = (N, 2N) 5 = (N , 3N) 6 = ABSORPTION 7==SCATTERING 8 = INELASTIC 9=FISSION
3. NT 9 -12 H A x f - ? /
4. CROSS 13-24 I fffHftE« ( ba rn )
CARD Nail FORMAT = (3 (I 6, I 2, 14, E 12.5 )) lgfStfcfflA* (IN PUT = C AR D ©m-k&W)
i ) 7 i
i. NUCNAM i - 6 mm?-K#^I, A # * § 7 © B # - I 2 5 - 3 0 4 9 - 54
- 40 -
JAERI -M 86 -121
CARD No.8 FORMAT= (A4) 群定数人力インデックヱ
( 1群定数を入力する場合必要)
カラム
1 -4 ⑩@XS 同定)
CARD No. 9 FORMAT= (A 4, 14) 1群定数の読み込み制御
カラム
1. 1NPT 1 -4
2 NCS 1G 5 -8
CARD 1群定数をカードで入力
F1LE 群定数をファイノレより読む
1NPT= F1LE の場合
論問機番
CARD No.10 FORMAT= CI 6,12,14, E 12.5) 1群定数の入力
(1NPT =F 1LEの場合必要)
カラム
1. NUCNAM 1 -6 核種コード番号,入力終了の時一 l
2. K1ND 7 -8 中性子反応の種煩
1 = (N, GAMMA)
2 = (N, PROTON)
3 = (N, ALPHA)
4 = (N, 2N)
5=(N,3N)
6 = ABSORPTION
7 =SCATTER ING
8 = 1NELAST 1C
9 =F1SSION
3. NT 9 -12 タイムヱテッフ
4. CROSS 13 -24 l群断面積 (barn)
CARD No.ll FORMAT= (3 06,12,14, E 12.5)) 1群定数の入力
(INPUT =CARDの場合必要)
カラム
1. NUCNAM l← 6 核種コード番号,入力終了の時一 I
25 -30
49 -54
-40-
JAER1-M 86-121
2. KIND 7 - 8 31 - 32 5 5 - 56
3. NT 9 - 1 2 3 3 - 36 5 7 - 60
4. CROSS 13-24 37 - 48 61 - 7 2
1= (N, GAMMA) 2 = (N, PROTON) 3 = (N, ALPHA) 4 = (N, 2N ) 5 = (N, 3N ) 6=ABSORPTION 7=SCATTERING 8 = INELASTIC 9 = FISSION
(barn)
CARD No.12 FORMAT = (A 4) COMR AD n - Kffl A * J x - 9 A v f-y 9 * (CARD Na 1 © ICOM = 1 cOB#£>i?)
* =7 A
1 - 4 V@<gEX C O M R A D f f i A T j f - : ? © ^ ^ -
CARD Nal3 F O R M A T = ( A 4 )
1. 1 - 4 V V # # S P #*£?*•-<? h ^ - r - ^ A ^ & S
CARD Na 14 FORMAT = (A 4) A 7 A
1. 1 - 4 v##xsv immKhm. CARD Na 15 FORMAT = (A 4) A S g T ' O f , ^
* 7 A
1. 1 - 4 V * E N D V i r A ^ x ' - ^ © l * 7
- 41 -
jAERl-M 86-121
2. KIND 7 -8 中性子反応の種類
31 -32 1 = (N, GAMMA)
55 -56 2= (N,PROTON)
3 = (N, ALPHA)
4=(N,2N)
5 = (N, 3 N )
6 =ABSORPTION
7 =SCATTER ING
日=INELASTIC
9=FISSION
3. NT 9 -12 タイムステッブ番号
33 -36
57 -60
4. CROSS 13 -24 l群断面積 (barn )
37 -48
61 -72
CARD No.12 FORMA T = (A 4) COMR ADコ ド周入力データインデックス
(CARD No.lの ICOM= 1の時必要)
カラム
1 -4 勺 V@@EX COMRAD用入力データの開始7 ー
ク
CARD No.13 FORMAT = (A 4)
カラムママ
1 --4 ##SP 中性子スベクトルデ タ入力位置
CARD No. 14 FORMAT = (A 4 )
カラム
1 -4 'i7##XS'i7 1群定数人力位置
CARD No. 15 FORMAT = (A 4 ) 入力終了インデックヱ
(全ての場合において必要)
カラム
1 -4 マ帯END'i7全入力データの終了
-41一
JAERI-M 86-121
1. CARD Na 1 © ISKIP © 4 * . ^ CARD Nal ®J IKKO= 1 A>o IXSFP= 1 T*<fc5it£, Ha i r f f i «©Sc* j^* ! i ,
ABBNl^CF. P. $ 8 © 7 r 'f ^ * > b l f ^ n 2 > ^ , ABBNSJfflF. P. t&gffl 7 r -< M±2I I& 0 , £ © 2 UBS •*?<*, 7 7 ^ ^ © I S i i r t i L j ^ l J t ^ o T ^ S o
—ASWte ABBNSF. P.$a©!HfiffMl;t, JilT©ffi ?)-*?*>*#, 3fS 5 I / ^ - K K O I - T ,
fcfflicii, 1 5 u ^ - KAS^ffi-rsi^-5 J ^ t t f t l S l ^ & S o ISKlPf f lA^ i i , H 5 u=>- K ^ ^ S J f ^ I S K I P = 0
Sft^if^ I S K I P = 1 t t h a
-tStfoti ABKNW.26 m [7 7-f* (F.P.
1 NMAX.NPAR, NFIS , NGS , NEUT, KSC , IM 2 (COM(I), 1=1 ,IM) , (NFTYP(I),1=1 , NFIS) 3 (NUCL(I),RAMDA(I),ISGC(I),NCH(1), Q(I),EB(I), EG(I),I = 1 , NMAX ) 4 ((NTYP ( I , J ) ,NBIC (I J ) , PBICCI , J ) , 1=1, NPAR) , J= 1 , NMAX) 5* ((GYLI ( I , J ) ,1 = 1, NFIS) , J = l, NMAX) 6 ((GYLDCI, J) ,1 = 1 , N F I S ) , J = l, NMAX) 7 NCS(I), ( (SC (K, J , I ) , K = l , NGS) , J = ] , NEUT)
2. CARD Nal© ICR0SS©4*-#
( I C R O S S ( I ) , 1 = 1 , 11) (i , ^ti^tiKXTom&tim-t?>o
iCDtz
ICROSS (1)= ABSORPTION, ICR0SS(3)=(N, ALPHA) , ICROSS (5)= INELASTIC , 1CR0SS(7)=FISSI0N, ICROSS (9)= (N, GAMMA) ICROSSM
ICROSS (2)= (N, PROTON) ICROSS (4)= SCATTERING ICROSS (6)= (N, 2N) ICROSS (8)= (N, 3N)
ICROSS w=mmm%\&m
- 4 2 -
JAERI -M 86 -121
入力データについての補足説明
1. CARD Nu 1の 1SK1Pの与え方
CARD Nu 1のJ1KKO= 1かっ 1XSFP= 1である場合,実効断面積の読み込みは,
ABBN型の F.P.核種のファイルから行われるが, ABBN型のF.P.核種のフ 7イルは 2種あ
り,乙の 2種間では,ファイノレの記録内容が少し異なっている。
一般的な ABBN型F.P.核種の記録形式は,以下の通りであるが,第 5レコードについて,
有るものと無いものとが混在する。何時の時点で乙のような混在が始まったのかは不明である
が,ファイノレが作成された時代の古いもの程,第 5レコードが欠落しており,最近作成された
ものには,第 5レコードが存在するというような傾向がある。 1S K IPの入力は,
第 5レコードが有る場合 1SK1P =0
無い場合 1SK1P =1 とする。
一般的な ABBN型 26群断面積ファイノレ (F.P.の場合)
レコード
1 NMAX, NPAR, NFIS , NGS , NEUT, KSC, 1M
2 (COM(I), 1=I,1M), (NFTYPI1I,1=I, NF1S)
3 倒UCLl1),RAMDA(1 ), 1SGCII),NCHII 1, QII 1, EB(1), EGII 1,1=1 , NMAX )
4 ((NTYP O,J) ,NBIC (I ,J), PB1CCI ,J), 1=1, NPAR) , J=I, NMAX)
♂ ((GYLI CI ,J) ,1=1, NF1S) , Jニ 1,NMAX)
6 ((GYLD(1, J) ,1=1, NF1S ), J=I, NMAX)
7 NCS(I) , ((SC(K,J,1),K=I,NGS),J=l,NEUT)
第7レコードを KSC回繰返す
第 5レコードの内容は,独立核分裂収率である。
Z CARD Nu 1の 1CROSSの与え方
乙のプログラムでは, 9種の中性子反応断面積を断面積フ 7イルより読み込み 1群化するよ
う設定されているが,読み込み断面積ファイル中ICどのような断面積が何種類入っているか,
またファイル中の断面積がどのような順序で入っているかは一様でなL、。そのため断面積フ
ァイル中の反応の種類と読み込み順序を ICROSSで指定する。
(ICROSSI1), 1=1,11)は,それぞれ以下の反応と対応する。
ICROSS (1)= ABSORPTION,
ICROSS (3)=(N, ALPHA) ,
1CROSS (5)= INELAST 1C ,
lCROSS (7)=F 1 SS ION,
ICROSS (9)= (N , GAMMA) ,
ICROSS帥=無処理断面積
1CROSS (2)= (N, PROTON)
ICROSS (4)= SCATTER 1NG
1CROSS(6)=(N,2N)
1CROSS(8)=(N,3N)
1CROSSω=無処理断面積
-42-
JAERI-M 86- 121
(7 74 - 'H^irA-jTOS+tti^SfEoffiO'Oliff&l£^}t& ICROSS K 4 * . S t i l t
£ ( i , ICROSS (K>RO\ ICROSS (H)ft-E-©HiF?£^x..5„ t © J # £ , ICROSSaO, SO' i c R o s s a D K J g - x ^ n s S f E i c o ^ r i i , i p j b * a a , a o ' t h ^ i i r f ^ t t ^ v
0?iJ 1. — (KWttMGCL 5 -f 7*7 U©i#£ ABSORPTION, ( N , P ) , (N , ALPHA) , SCATTERING, INELASTIC , (N , 2 N) , FISSION mC(DmffXK-?X^Z>0
i t o T (ICROSS (I), 1 = 1 , 11) it, 1 2 3 4 5 6 7 0 0 0 0 £ t t 5 „
0J2. -f&ftteABBNS! ACTINIDE 7-f 7*7 U ©J#£ (N , GAMMA) , (N , 2N) , ABSORTION ^ ' t ©IIIS^AoTl' 6 ,
6 f o t (ICROSS (I), 1= 1 , l l X i , 3 0 0 0 0 2 0 0 1 0 0 £ ft 5>„
m 3. —(KG'JJ'A ABBN S! F. P. 7 -f 7" 7 U ©i§& (N, GAMMA) ©**'A-3"a>6c,
ffi-=T (ICROSS(I) = l , 11) ( i , 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 i i i S o
(N, GAMMA), (N, 2N) , ELASTIC, (N , 3N ) -£'&§*§£, ELASTIC ! i , fflftStLTl^Al'fxlS^fflT1, ICROSS (10, Xl i ICROSSflDIt*© l l | I I ? # ^ £ A f t 5 0
S t o t ( I CROSS (I), 1 = 1 , 11) li 00000204130 Xli, 00000204103 £5-A.6„
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JAERI -M 86 -121
断面積ファイル中Ir入っている中性子反応の並びの順序を該当する ICROSS1ζ与える乙とに
より,断面積の種類と順序を与える。
ファイノレ中に存在しない断面積の場合はゼロを,また上記の断面積以外のものが存在する場
合は. ICROSS ω及び. ICROSS 帥にその順序を与える。乙の場合. ICROSS (L1l.及び
ICROSS帥に与えられる反応については. I群化処理,及び出力は行われない。
例1. 一般的なMGCLライブラリの場合
ABSORPTION. (N. P). (N. ALPHA) . SCATTERING.
INELASTIC. (N. 2N). FISSIONが乙の順序で入っている。
従って CICROSS (I). 1 = 1 . 11)は,
12345670000 となる。
例 2 一般的な ABBN型 ACTINIDEライブラリの場合
(N. GAMMA). (N. 2N) • ABSORTIONが乙の111目で入っている。
従って CIC R OSS (I ). 1 = 1 • ll)は,
30000200100 となる。
例 3. 一般的な ABBN型 F.P.ライブラリの場合
(N. GAMMA)のみが入っている。
従って CICROSS(I)=I.II)は,
00000000100 となる。
炉iJ4. 断面積が. (N.GAMMA). (N. 2N). ELASTIC. (N. 3N)である場合,
ELASTICは,用意されていない反応なので. ICROSS (L1l.又は ICROSS帥にその
順序番号を入れる。
従って CICROSS(I).I=I.II)は
00000204130 又は,
00000204103 と与える。
-43ー
JAER1-M 86-121
2) t y / ^ M V y , h (ABBNS! 26 f? ACTINIDEffl)
1 0 0 23 •4 0 10.0 10.0 10.0 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aasp
26 0 80 0 0 1 aaxs CARD 922350 6 1 6 .30953E+01922350 1 922360 1 1 8 .26908E+00922380 6 942390 6 1 2 .02844E+02942390 1 942400 1 1 2 .26788E+02942410 6 942420 6 1 2 .72924E+01942420 1 922350 1 2 1 .11058E+01922360 6 922380 6 2 9 .73463E--01922380 1 942390 1 2 7. .04690E+01942400 6 942410 6 2 1. .77834E+02942410 1 942420 1 2 2, .67946E+01922350 6 922360 6 3 8 .27646E+00922360 1 922380 1 3 8, .57118E-•01942390 6
0 30000200100 10.0
1 1.13047E+01922360 1 9.76367E-01922380 1 7.32279E+01942400 1 1.82932E+02942410 1 2.68178E+0192235O 2 8.47557E+00922360 2 8.58147E-0194239O 2 1.81195E+02942400 2 4.43574E+01942420 3 6.13114E+01922350 3 8.03752E+00922380 3 1.91649E+02942390
6 1 8 .50587E+00 1 1 8 .61754E-01 6 1 2 .27412E+02 1 1 4 .57213E+01 6 2 6. .17629E+01 1 2 8. .23736E+00 6 2 1. .95558E+02 1 2 1. .80578E+02 6 2 2. .72721E+01 1 3 1. .10372E+01 6 2 9. .72802E-01 1 3 6. .89286E+01
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JAERl -M 86 -121
2 )サンプノレインプット (ABBN型 26群 ACTINIDE用)
1 。 o 23 '4 D 1 D 30000200100 10.0 10.0 10.0 10.0
@@SP
26 D 80 o o 1 @@SP
26 o 80 o O 1 @@SP
26 D 80 o o 1 @@SP
26 。80 D o 1 @@SP
26 。80 。。1 @@SP
26 。80 D o 1 @@SP
26 O 80 。o 1 @@SP
26 。80 o D 1 @@SP
26 。80 o o 1 @@SP
26 o 80 o 。1 @@SP
26 o 80 o 。1 自由SP
26 。80 。o 1 @@SP
26 D 80 o o 1 自由SP
26 。80 o o 1 白@SP
26 o 80 o 。1 自由SP
26 o 80 o o 1 @@SP
26 D 80 o o 1 @@SP
26 o 80 D o 1 自由SP
26 。80 D o 1 @@SP
26 。80 。o 1 自由SP
26 。80 o 。1 自由SP
26 o 80 o o 1 白@SP
26 o 80 o o 1 自由xs CARD 922350 6 1 6.30953E+01922350 1 1 1.13047E+01922360 6 1 8.50587E+00 922360 1 1 8.26908E+00922380 6 1 9.76367E-01922380 1 1 8.61754E-01 942390 6 1 2.02844E+02942390 1 1 7.32279E+01942400 6 1 2.27412E+02 942400 1 1 2.26788E+02942410 6 1 1.82932E+02942410 1 1 4. 57213E+01 942420 6 1 2.72924E+01942420 1 1 2.68178E+01922350 6 2 6.17629E+01 922350 1 2 1.11058E+01922360 6 2 8.47557E+00922360 1 2 8.23736E+00 922380 6 2 9.73463E-01922380 1 2 8.58147E-01942390 6 2 1.95558E+02 942390 1 2 7.04690E+01942400 6 2 1.81195E+02942400 1 2 1.80578E+02 942410 6 2 1.77834E+02942410 1 2 4.43574E+01942420 6 2 2.72721E+01 942420 1 2 2.67946E+01922350 6 3 6.13114E+01922350 1 3 1.10372E+01 922360 6 3 8.27646E+00922360 1 3 8.03752E+00922380 6 .3 9.72802E-Ol 922380 1 3 8.57118E-01942390 6 3 1.91649E+02942390 1 3 6.89286E+Ol
44 -
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942400 6 3 1 942410 1 3 4 922350 6 4 6 922360 1 4 7. 942390 6 4 1. 942400 1 4 1. 942420 6 4 2, 922350 1 5 1, 922380 6 5 9, 942390 1 5 6. 942410 6 5 1. 942420 1 5 2. 922360 6 6 7. 922380 1 6 8. 942400 6 6 1. 942410 1 6 4. 922350 6 7 6. 922360 1 7 7. 942390 6 7 1. 942400 1 7 1. 942420 6 7 2. 922350 1 8 1. 922380 6 8 9. 942390 1 8 6. 942410 6 8 1. 942420 1 8 2. 922360 6 9 7. 922380 1 9 8. 942400 6 9 1. 942410 1 9 4. 922350 6 10 6. 922360 1 10 7. 942390 6 10 1. 942400 1 10 1. 942420 6 10 2. 922350 1 11 1. 922380 6 11 9. 942390 1 11 6. 942410 6 11 1. 942420 1 11 2. 922360 6 12 7. 922380 1 12 8. 942400 6 12 1. 942410 1 12 4. 922350 6 13 6. 922360 1 13 7. 942390 6 13 1. 942400 1 13 1. 942420 6 13 2. 922350 1 14 1. 922380 6 14 9. 942390 1 14 6. 942410 6 14 1. 942420 1 14 2. 922360 6 15 7. 922380 1 15 8. 942400 6 15 1. 942410 1 15 4. 922350 6 16 6. 922360 1 16 7. 942390 6 16 1. 942400 1 16 1.
.76279E+02942400
.37290E+01942420
.10356E+01922350
.87352E+00922380
.88996E+02942390
.70390E+02942410
.45832E+01942420
.09739E+01922360
.72696E-01922380
.71432E+01942400
.73106E-02942410
.39389E+01922350
.85677E+00922360
.56739E-01942390
.54087E+02942400 28535E+01942420 07958E+01922350 .51460E+00922380 84965E+02942390 45185E+02942410 42784E+01942420 .09674E+01922360 73705E-01922380 59853E+01942400 .71842E+02942410 37496E+019223S0 .58947E+00922360 58096E-01942390 33612E+02942400 -26505E+01942420 •09812E+01922350 .28294E+00922380 .83798E+02942390 .28490E+02942410 ,41429E+01942420 ,10048E+01922360 ,75372E-01922380 56381E+01942400 71811E+02942410 36209E+01922350 40344E+00922360 60164E-01942390 21597E+02942400 26944E+01942420 13461E+01922350 11321E+00922380 83739E+02942390 17969E+02942410 40011E+01942420 10651E+01922360 77640E-01922380 56272E+01942400 72385E+02942410 34728E+O1922350 27745E+00922360 62621E-01942390 14148E+02942400 28500E+01942420 16985E+01922350 01252E+00922380 84165E+02942390 11939E+02942410
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- 45 -
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- 4 6 -
]AERI -M 86 -121
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414ム句
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41・
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4
BURN-UP CALCULATION OF 阿IHAMA #2 ACTINIDE MATERIALS (ENS137A1+1-GR)
001
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002
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-46-
JAERI-M 86-121
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041
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041
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9 4 . 0 6 9 4 . 0 6 9 4 . 0 6 9 4 . 0 6
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9 6 . 0 6 9 6 . 0 6 9 6 . 0 6 9 6 . 0 6
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9 4 . 0 6 9 4 . 0 6 9 4 . 0 6 9 4 . 0 6
3.13322E14 3.52865E14 4.06646E14
9 4 . 0 6 9 4 . 0 6 9 4 . 0 6 9 4 . 0 6
3 . 1 7 5 4 8 E 1 4 3 . 6 2 3 0 5 E 1 4 4 . 1 4 2 2 2 E 1 4
- 47 -
JAERl -M 86 -121
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3.10864E14 3.07622E14 3.07301E14 3.09585E14 3.13322E14 3.17548E14 3.24011E14 3.30813E14 3.38058E14 3.45322E14 3.52865E14 3.62305E14 3.7174SE14 3.80949E14 3.89960E14 3.98538E14 4.06646E14 4.14222E14 4.20810E14 4.27704E14 4.33526E14 4.38832E14
64.033
47一
JAERI - M 86-121
128.066 192.099 256.132 320.165 384.198 448.231 512.264 576.297 640.330 720.371 800.412 880.453 960.494 1040.535 1120.576 1200.617 1280.658 1360.699 1440.740 1520.781 1600.822
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- 48 -
128.066 192.099 256.132 320.165 384.198 448.231 512.264 576.297 640.330 720.371 800.412 880.453 960.494
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006
JAERI -M 86 -121
922350 1.7661E-4 922360 1.5447E-6 922380 7.4810E-3 942390 3.5534E-31 942400 3.5534E-31 942410 3.5534E-31 942420 3.5534E-31 999 本 END
-48一
JAERI-M 86-121
3 ) ^ 3 7'a»X
//JCLG JOB // EXEC JCLG //SYSIN DD DATA,DLM=*++' // JUSER ????????,??.?????,????.??
T.O C.l W.O 1.3 OPN NLP OPTP PASSW0RD=??????,N0TIFY=J??7?
//*********************************** COMPILE ***** //FORT EXEC PGM=JZKAF0RT,REGI0N=768K,C0ND=(8,LT), // PARM='OPTIMIZE(2),LINECOUNT(O),NOS,NOSOURCE,NOMAP• //SYSPRINT DD SYSOUT=*, // DCB=(RECFM=FBA,LRECL=137,BLKSIZE=19043) //SYSTERM DD SYSOUT=*, // DC8=(RECFM=FBA,LRECL=137,BLKSIZE=1904 3)
A //SYSLIN DD DSN = J???? .OBJECT MODULE.OBJ,DISP=(NEW,CATLG,DELETE), // UNIT=D0950, // SPACE=CTRK,(30,10)),DCB=BLKSIZE=3200
B //SYSIN DD DSN=J???7.SOURCE PROGRAM.FORT,D1SP=SHR //* ************ * ********** * ******** * * LINKAGE ***** //LINK EXEC PGM=JQAL,REGI0N=768K,C0ND=(8,LT),PARM='N0MAP,LIST,LET'
C //SYSLIB DD DSN = SYS9.J SSL.LOAD,DISP = SHR D // DD DSN=SYS9.SSL.LOAD,DISP=SHR E // DD DSN=SYS9.SSL2.LOAD,DISP=SHR F // DD DSN=SYSl.FORTLIB,DISP=SHR
//SYSPRINT DD SYSOUT=*,DCB=(BLKSIZE=4840) //SYSTERM DD SYS0UT=* //SYSUT1 DD UNIT=VIO,SPACE=(TRK,(30,10))
G //SYSLMOD DD DSN=J????.LOAD MODULE-LOAD,UNIT=TSSWK, // D1SP=(NEW,CATLG,DELETE),SPACE=(TRK,(3C,10,1),RLSE>, // DCB=(BLKSIZE=19069,RECFM=U)
A //SYSLIN DD DSN=J????.OBJECT MODULE.OBJ,DISP=SHR //************xx****************x**** RUN ***** //RUN EXEC PGM=TEMPNAME,C0ND=(8,LT),PARM='FLIB(ERRCUT=0)•
G //STEPLIB DD DSN=J????.LOAD MODULE.LOAD,DISP=SHR //SYSPRINT DD SYSOUT=*, // DCB=(RECFM=FBA,LRECL=137,BLKSIZE=19043)
1 //FT06F001 DD SYS0UT=*, // DCB=(RECFM=FBA,LRECL=137,BLKSIZE=19043)
2 //FT01F001 DD DSN = &&NF1,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UN IT = WK10, // SPACE=(TRK,(100,50))
3 //FT02F001 DD DSN=&&NF2,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, // SPACE=(TRK,(100,50))
4 //FT03F001 DD DSN=££NF2,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, // SPACE=(TRK,(100,50))
5 //FT04F001 DD DSN=&&NF4,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, // SPACE=(TRK,(100,50))
6 //FT10F001 DD DSN=S&INWK,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, // SPACE=(TRK (100,50)),DCB=(LRECL=80,BLKSIZE=6400,RECFM=FB>
7 //FT12F001 DD DSN=&£NX1G,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, // SPACE=(TRK,(100,50))
8 //FT13F001 DD DSN=&&NX1G,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, // SPACE=(TRK,(100,50)),DCB=(LRECL=80,BLKSIZE=6400,RECFM=FB)
9 //FT20F001 DD DSN = J????.EFFECTIV X SEC.DATA,DISP = SHR,LABEL=(,,,IN) 10 //FT70F001 DD DSN=J????.CREATING 1-GR.DATA,DISP=(NEW,CATLG),
// SPACE=(TRK,(100,50)),DCB=(LRECL=150,BLKSIZE=12000,RECFM=FB>, // UNIT=D0950
11 //FT IUSP FOOl DD DSN=J????.SPECTRUM.DATA,DISP=SHR,LABEL=(,,,IN> 12 //FT NCSIG FOOl DD DSN=J????.OLD 1-GR.DATA,DISP=SHR,LABEL=(,,,IN) 13 //FT05F001 DD DSN=J????.INPUT.DATA,DISP=SHR
+ + //
- 49 -
]AERl -M 86 -121
3 ) ジョブ制御文
//JCLG JOB
// EXEC JCLG
IISYS1N DD DATA,DL阿='++'// JUSER ????????,???????,??????
T.O C.1 W.O 1.3 OPN NLP
OPTP PASSWORD=??????,NOT1FY=J???? //定率定率本定 率**怠怠玄定志定志定志定車窓:t**:t****事* **** COMP1LE * 旗 傘 定 率
/IFORT EXEC PGM=JZKAFORT,REG10N=768K,COND=(8,LT), // PARM='OPT1阿1ZE(2),L1NECOUNT(0),NOS,NOSOURCE,NOMAP'
//SYSPRINT DD SYSOUT=*, // DC8=(RECFM=F8A,LRECL=137,8LKS1ZE=19043)
//SYSTERM DD SYSOUT=*, 11 DC日=(RECF阿=FBA,LRECL=137,BLKS1ZE=19043)
A IISYSL1N DD DSN=J????OBJECT 阿ODULE.OBJ,D1SP=(NEW,CATLG,DELETE),11 UNIT=D09S0, 11 SPACE=(TRK,(30,10)),DCB=8LKS1ZE=3200
B IISYS1N DD DSN=J????SOURCE PROGRA阿.FORT,DISP=SHR11志怠車窓定****志主事車掌****定事事定率玄定事*本毒事事事事玄本 LINKAGE 事 事 * * 本
IIL1NK EXEC PGM=JQAL,REG10N=768K,COND=(8,LT),PARM='NOMAP,L1ST,LET'
C IISYSL1B DD DSN=SYS9.JSSL.LOAD,D1SP=SHR
D 11 DD DSN=SYS9.SSL.LOAD,D1SP=SHR
E 11 DD DSN=SYS9.SSL2.LOAD,D1SP=SHR
11 DD DSN=SYS1.FORTL18,D1SP=SHR
IISYSPR1NT DD SYSOUT=水, DCB=(日LKSIZE=4840)
IISYSTER刊 DD SYSOUT=事
IISYSUT1 DD UN1T=V10,SPACE=(TRK,(30,10)) G IISYSLMOD DD DSN=J????LOAD MODULE.LOAD,UN1T=TSSWK,
11 D1SP=(NEW,CATLG,DELETE),SPACE=(TRK,(3C,10,1),RLSE), 11 DCB=(BLKSIZE=19069,RECFM=U)
A IISYSL1N DD DSN=J????OBJECT MODULE.OBJ,D1SP=SHR 11定率本志定率*事事事事志車掌車掌本志*車掌本志**志定**事事 車掌** RUN 本 * * * 掌
IIRUN EXEC PGM=TEMPNAME,COND=(8,LT),PARM=・FL1B(ERRCUT=O)'
G IISTEPL1B DD DSN=J????LOAD MODULE.LOAD,D1SP=SHR
IISYSPR1NT DD SYSOUT=志,
11 DC8=(RECFM=FBA,LRECL=137,BLKS1ZE=19043)
1 IIFT06FOOl DD SYSOUT=志,
11 DCB=(RECFM=FBA,LRECL=137,BLKSIZE=19043)
2 IIFT01F001 DD DSN=&&NF1,D1SP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, 11 SPACE=【TRK,(100,50))
3 IIFT02F001 DD DSN=畠畠NF2,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10,11 SPACE=(TRK,(100,SO))
4 IIFT03FOOl DD DSN=畠畠NF2,D1SP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10,11 SPACE=(TRK,(100,SO))
5 IIFT04FOOl DD DSN=&&NF4,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10, 11 SPACE=(TRK,(100,SO))
6 /IFT10F001 DD DSN=畠畠 1NWK,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10,// SPACE=(TRK (100,SO)),DCB=(LRECL=80,BLKS1ZE=6400,RECF阿=FB)
7 IIFT12F001 DD DSN=畠畠NX1G,DISP=(NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10,11 SPACE=(TRK,(100,SO))
8 IIFT13FOOl DD DSN=&&NX1G,DISP=【NEW,DELETE,DELETE),UNIT=WK10,// SPACE=(TRK,(100,50)),DCB=(LRECL=80,BLKSIZE=6400,RECFM=F日〉
9 IIFT20F001 DD DSN=J????EFFECT1V XSEC.DATA,DISP=SHR,LABEL=(" ,IN) 10 IIFT7
49 -
JAERI -M 86-121
i>a y'Um^c^ yT'yyy-nm
B. lUffili? -f 7*7 I J M 7 , B / 7 i O V - ^ D j , j i c. mmfsmmfwm^y'^-^yyi7*7<) KJI?- 9<D*=> -&i]<Dtzi6itmmi-a.*
D. m±mnmmm-*y'^-?yys 77 u ( M L T I ^ I - ) E. m±Mnmfnm-,ry'^-fyy^y"y]) (fgfflLTi^iiO F. 7 * - t* 7 ^ 7 ^ 7*7 'J (fiEffl^oJW G. A£l) >? L T ' t ^ f t S n - K i ^ - A
1. (±177 •y-fe-i*ffl7 7 -f i\* 2. V - > 7 7 - ( * 3. m ± 4. Ill ± 5. |H] ± 6. n ± 7. [Hi ±
8. If) ± 9. #i¥^PS^«Rtt®a
10. ftfig^Si l g l ^ ^ T - f 7*7 U 11. tp&l-x^f Y>\>T->?-J 7 A >^ {.Kfiii- K # - t 4 # ! l ) i2. imtmm.mmm. (A^*-K#^9#SS) 13. Kttf-9
- 50 -
]AERl -M 86 -121
ジョブ制御文インデックス説明
A. Bをコンパイルして作成したオブジュクトモジューノレ
B. 1群定数ライブラリ作成プログラムのソースプログラム
C.原研版科学計算用サフソレーチンライブラリ入力データのエコー出力のために使用してい
る。
D.富士通科学計算用サブルーチンライブラリ(使用していない)
E. 富士通科学計算用サフツレーチンライブラリ(使用していない)
F. フォートランライブラリ(使用不可欠)
G. Aをリンクして得られるロードモジュール
1. 出力メッセージ用ファイノレ
2. ワークファイノレ
3 向上
4. 同上
5. 同上
6. 同上
7 同上
8. 同上
9 多群無限希釈断面積
10. 作成する l群定数ライブラリ
11. 中性子スベクトルデータファイル(入力カード番号4参照)
12. 群微視的実効断面積 (入力カード番号 9参照)
13. 入力データ
50 -
JAERI -M 86-121
3.3. 2 iMii^tfjaftJiEfflT-"-? • 7 A 7'7 ') (1) gPSlf 7}§*tt?jfttB»Itlfffl 7 4 7'7 'J SPONTL
i) sm%&
sec '
g ^ S 7 } g * t t T - 4 R X ( i ^ S F (±
S F = S N(i) • ADIil • <t>s
AD(i) : S^igCOSafiSt S c f i i + t t - ? © ^ * ^ ' * ' ^ h ^ 0 s ( E ) ( i Maxwellian M&ffli^T
«55(E) = E , / 2 e x p ( - E / T ) T ( it T) 1 / 2
x * / u + ' p ( E i + , S E ^ E J T ; & t U # t t ^ £ 3 N T r £
S j = / 0 S (E)dE
= { 9 1 + 2
1 e _ 7 ? i + 1 - * , e _ , ? i + e r f ( f . O - e r f ( f i + i ) }
7 = E / T
erf(x)=y o e - t ! d t
J i (±OItIEIc£x | |^f - * (aie^7}S7)iKih, v , T ) £ 7 -f 7*7 ') t LfcCTable 7) „
^liORIGEN 2©ffi£ffll,'ORIGEN 2 fcj&t<ffi|;tfot©ftgfii£ffi(,<fc0
v = 2.84 + 0.1225 ( A - 2 4 4 ) It*fit £ OR I GEN 2(07-9 £ © J t R £ Fig.9 fc,^-r o X T I i E N D F / B - IV©ffi£ffl
l'Sft^ffl!iENDF/B - V , Slc^pffl( i^S;oIt»ff l*ff l l ' fco
T = 0.55 + 0.43 Jv+ l (1)
- 51 -
JAERl -M 86 -121
3.3.2 中性子放出量計算用データ・ライブラリ
(1) 自発核分裂中性子放出量計算用ライブラリ SPONTL
i) 計算方法
中性子産率 N(ilは以下の式で表わす。
N(i 'n/sec' gatom = 6.023 x ]023 x (崩壊理平) x (自発核分裂反応の分岐比)se c .
x (1回の自発核分裂によって発生する中性子数 ν )
自発核分裂中性子生成個数 SFti
SF= l: N(il. AD(il・唖s
乙乙で
AD(i) :各般種の存在個数
放出中性子のエネノレギヱベクトノレ世slElは MaxweIlian型を用いて
O,(El = E 1/2 exp (-E/T) 日 T (πT) 1/2
エネノレギ群 (Ei+1 三E手Ei )で放出中性子を表わすと
pu Ju
pu s
,φ
1
+
F』
aP16一一
QU
=セ(可口 e-71i+1 -71ie -71i+erfC'i)-erf(ム+1)
乙乙で
可 E/T
c 可 1ノ 2
er仙メ e-( 2 d t
以上の計算lζ必要なデータ(自発核分裂分岐比, ν. T)をライブラりとした (Table7)。
その値及び出典,計算方法を次項に示す。
レは ORIGEN 2の値を用い ORIGEN21[.無い値は次式の計算値を用いた。
ν= 2.84 + 0.1225 (A -244 )
計算値と ORIGEN2のデータとの比較を Fig.9,ζ示す。又TはENDF/B-rIの値を用
"無い値は ENDF/B -V.更に無い値は次式の計算値を用いた。
T= 0.55 + 0.43 j -; + 1 (I)
ED
JAERI-M 86-121
Terre l l s Formula 12
T = 0 . 5 +0.43 J v + 1
- 5 2 -
jAE悶 -M86-121
Terrells Formula は
T= 0.5 + 0.43 j;寸
であるが評価値と比較検討の結果(1)式とすることにした。 (Fig.IO参照)
-52一
JAERI-M 86- 121
Table 7 Data for ca lcu la t ing emission neutron by spontaneous f i ss ion
Nuc l ide ID number S.F b r a n c h i n g r a t i o (%) V
Neutron temp. T(M ev) Nuc l ide ID number S.F b r a n c h i n g r a t i o (%) V ENDF /B - IV ENDF/B-V
2 3 0 T h 902300 5 .0 E - l l 1.125 1.1768 E+6 2 3 2 T h 902320 1.0 E-9 1.37 1.2558 E+6 2 3 1 p a 912310 3 .0 E-10 1.2475 1.33 E+6 2 3 2 u 922320 1.0 E-10 1.37 1.2120 E+6 233u 922330 1.3 E-10 1.4925 1.2289 E+6 23"»u 922340 1.2 E-9 1.615 1.2955 E+6 1.2955 E+6 2 3 5 u 922350 4 .2 E-8 1.695 1.323 E+6 2 3 6 u 922360 1.2 E-7 1.784 1.2955 E+6 1.2955 E+6 23Bu 922380 5 . 4 E-5 1.960 1.2918 E+6 2 3 6 p u 942360 8 .1 E-8 1.793 1.2772 E+6 2 3 8 p u 942380 1.84 E-7 1.977 1.333 E+6 2 3 9 p u 942390 4 . 4 E-10 2 .069 1.39 E+6 2 4 0 p u 942490 4 .95 E-6 2 .160 1.346 E+6 2 t 2 P u 942420 5 .5 E-4 2 .340 1.33974 E+6 1.337 E+6 2 ^ p u 942440 0 .125 2 .518 1.33 E+6 2 3 7 N p 932370 2 . 0 E-10 1 .873 1.315 E+6 2 " lAm 952410 3.77 E-10 2 . 3 8 3 1.376 E+6 1.33 E+6
2 1 * 2 l n A m 952421 1.6 E-8 2 . 4 8 1 1.3653 E+6
2"Am 952430 2 . 2 E-8 2 .566 1.366 E+6 1.33 E+6
2^Cm 962400 3.9 E-6 2 .406 1.337 E+6 2 4 2 Cm 962420 6 . 8 E-6 2 .500 1.33 E+6 2 ""Cm 962440 1.347 E-4 2 .780 1.3838 E+6 1 .4501 E+6 2 " 6 C m 962460 0 .02614 2 . 9 6 4 1.3624 E+6 2 4 8 C m 962480 8.26 3.15 1.33 E+6 2 5 ° C m 962500 61 3 .31 1.4697 E+6 2 ^ B k 972490 47 E-9 3.64 1.4573 E+6 2 4 6 G f 982460 2 . 0 E-4 2 .85 1.4191 E+6 2 t 8 c f 982480 0.0029 3.085 1.4448 E+6 2 4 9 G f 982490 5 .2 E-7 3 .33 1.4727 E+6 2 5 0 c f 982500 0 .077 3 . 5 3 1.46 E+6 2 5 2 C f 982520 3 .092 3.764 1.4727 E+6
2 5 " C f 982540 99 .69 3 .88 1.5177 E+6 2 5 3 E s 992530 8.7 E-6 3.920 1.5060 E+6 2 5 4 E s 992540 3 E-6 1 4 .040 1.5177 E+6 1 1
- 53 -
]AERI -M 86 -121
Tab1e 7 Data for ca1cu1ating emission neutron by spont皿 eousfission
Nuc1ide ID number S.F branching ratio (%) Neutron temp. T(Mev)
V ENDF IB-IV ENDF/B-V
230Th 902300 5.0 E-ll 1.125 1.1768 E+6
232Th 902320 1.0 E-9 1. 37 1.2558 E+る
231pa 912310 3.0 E-10 1.2475 1. 33 E+る
232U 922320 1.0 E-10 1.37 1.2120 E+る
233U 922330 1.3 E-10 1.4925 1.2289 E+る
23匂U 922340 1.2 E-9 1.615 1.2955 E+6 1.2955 E+る
235U 922350 4.2 E-8 1.695 1.323 E+る
236U 922360 1.2 E-7 1. 784 1.2955 E+る 1.2955 E+6
23BU 922380 5.4 E-5 1.960 1.2918 E+6
236pu 942360 8.1 E-8 1. 793 1.2772 E+6
23Bpu 942380 1.84 E-7 1.977 1.333 E+る
239pu 942390 4.4 E-10 2.069 1.39 E+6
2旬。Pu 942490 4.95 E-6 2.160 1.346 E+6
2斗2pu 942420 5.5 E-4 2.340 1.33974 E+る 1. 337 E+6
2斗斗Pu 942440 0.125 2.518 1.33 E+る
237Np 932370 2.0 E-10 1.873 1.315 E+6
2匂lAm 952410 3.77 E-10 2.383 1. 376 E+る 1.33 E+る
2匂2mAm 952421 1.6 E-8 2.481 1. 3653 E+6
2斗3Am 952430 2.2 E-8 2.566 1.366 E+る 1.33 E・←6
240Cm 962400 3.9 E-6 2.406 1. 337 E+る
2匂2Cm 962420 6.8 E-o 2.500 1.33 E刊
2斗斗Cm 962440 1.347 E-4 2.780 1. 3838 E+る 1.4501 E+6
246Cm 962460 0.02614 2.964 1. 3624 E-Hう
24BCm 962480 8.26 3.15 1.33 E-Hう
250Cm 962500 61 3.31 1. 4697 E-Hう
2斗9Bk 972490 47 E-9 3.64 1.4573 E-Hう
246Cf 982460 2.0 E-4 2.85 1.4191 E+る
24BCf 982480 0.0029 3.085 1.4448 E+る
2匂9Cf 982490 5.2 E-7 3.33 1.4727 E+る
250Cf 982500 0.077 3.53 1.46 E+る
252Cf 982520 3.092 3.764 1.4727 E+る
254Cf 982540 99.69 3.88 1.5177 E+6
253Es 992530 8.7 E-6 3.920 1.5060 E刊
25斗Es 992540 3 E-6 4.040 1.5177 E+る
-53-
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JAERI -M 86 -121
Tab1e 7 (Continued)
Nuclide ID number S.F branching ratio (%) Neutron temp. T(Mev)
V ENDF/B-IV ENDF/B-V
251!iDEs 992541 0.045 4.065 1.5177 E+る
255Es 992550 0.0041 4.1675 1.5294 E+る
24&Fm 1002460 8.0 3.085 1. 4191 E+る
248Fm 1002480 0.05 3.33 1.4448 E+る
250Fm 1002500 6.0 E-4 3.575 1.4697 E+る
252Fm 1002520 2.5 E-3 3.82 1.4940 E+る
25斗Fm 1002540 0.0592 3.99 1.5177 E+る
255Fm 1002550 2.4 E-5 4.1875 1.5294 E+6
25&Fm 1002560 91.9 3.83 1.5409 E+る
257Fm 1002570 0.210 4.02 1.5522 E+6
257Md 1012570 4.0 4.4325 1.5522 E+る
252No 1022520 30.0 3.82 1.4940 E+6
25斗No 1022540 0.06 4.065 1.5177 E+6
256No 1022560 0.25 4.31 1.5409 E+る
255Lr 1032550 1 4.1875 1.5294 E+6
25&Lr 1032560 0.03 4.31 1.5409 E+6
259104 1042590 20.0 4.6775 1.5746 E+る
2&1104 1042610 10.0 4.9225 1.5965 E+る
2&0105 1052600 20.0 4.8 1.5856 E+6
2&1105 1052610 50.0 4.9225 1.5965 E+る
2&2105 1052620 60.0 5.045 1.6072 E+6
-54一
JAER1-M 86-121
5.0 v = 2.84 + 0.1225 (A-244 )
4.0
3.0
2.0
1.0
OR[GEN 2
•it > I ' i i i L_ j ' • i I i i i ' I i t i .i 2 3 0 235 240 245 250 255
Fig, 9 Comparison of ca lcu la ted v values with the data of ORIGEN 2
- 55 -
1"
5.0
4目。
3.0・-
2.0
1.0
JAERI -M 86ー 121
ν= 2. 84 + 0.1225 (A -244 )
.OR rGE:'Ii 2
乙行 LL 230
」ムー235
」ムA
240 」ーL..L245
J.......L..L 250
J.......l 255
A
Fig. 9 Comparison of calculatedすvalueswith the data of ORIGEN 2
Fhu MLa
JAERI-M 86-121
1.5
T=0.5 -J-0.43/(1/4-1)
T=0.55-0.43/(i/"-l )
• ENDF/H-IV
4-t J i I—i—I—i i i i L J I I i i . 230 235 240 245 250
-T^0.5 +0.43 / f t +i T=0.55-0.43./U+i;
A On
Th Pa Pa " * 1 P U ^ - A Cm
* ENDF/B-V
230 235 240 245 250
Fig. 10 Comparison of emission neutron temperature with those of ENDF/B-IV and B-V
- 5 6 -
1.5
1.4
ー1.3一司、J
l
E
1.2
l.l
1.5
1.4
~ 1,3
>
"" 1.2
1,1
~~
]AERI -M 86 -121
一一一一 T=0, 5 -'-0.43 j(亡百
一一一 T=O,55-0 43.;(戸七
/ /
/ /
/ /
/ /
1
/nU
i'h
/t
/
h
M
/
'
・
・向、/
u
h
・/
げ
/.
n
m
J
-/・ー/ -w/ -U/
-
u
/
/
-
1
/
・
向
/
/
-h//
/ /
/ • E¥DF'/H-!'I
~~ L.J. 230 235 240
A 245 250
一一一T~O, 5 +0.43.fiτ訂
一一一ーT=O,55-0.4) j(τ口uPUi
.. On .............-Cf J〆
..A' ...."" ,、m....
〆'.... --//企l'u
...、/'An.... ¥)".J""'i.
.. .、%pi....<~"'~. P,;' ・じm、。‘....ドTh Pa i':J・
企仁 L'."Ac " /
" 〆〆
" " " / /
/ ノ
ノ
• ENDF'/B-V
」ー.......... J....ー-ー--'235
J,........
240 』ー曲目」
245 250 230 A
Fig. 10 Comparison of emission neutr口n temperature with those of ENDF/B-IV and B-V
-56ー
JAER1 -M 86- 121
(2) (a , n ) IxfDlc J; 5+1*T-0ctb»!tWffl 7 4 7 7 g ALPHPIJ i) Itg£& "Wfef&ttift CN*(k)) fi&WitTrgib-fo
N*(k) = J i 1 AD; • L D j • P i j k
i i
m i . , , , . .Million Li -N . P R (n / c m 3 • sec ) ( . ) • ( )
tf-cus/sec barn • cm
. M i l l i o n . t . Li - N <*-dis/sec ' barn • cm
ADj ( million tf-partic le , sec ) = N -, • Z ; • N A • PB LDj (Light Nuclide / b a r n • cm) = n j • N A
Ni : M»-M$ffl<y#ffifilfc
NA : T.-tftfKnSfc PB : ccm&0>ft1$.l£
C cr-Pi j k t ± O R I G E N - J R ffl (a;, n ) ItW-* - ^ - ^ ALPHAN £HH>T ItW-L 7 -f 7"7 U - - fhLTfc*, C0MRADT'A^LTl t» lcfJ | f l - r5 o
ii) P i j k (DimX&RU (a , n ) * t tT-4)S ( P ( j k ) 7 0 ' 7 ' J - l r t l > t
JN = n T " T (E t f ) ^ E #
Ear : 1 2 6 ^ 1 * * + ' (1£®^g&) n T : mmm<rMm®i% a-r : (of, n ) (x^O^ifffiW
0 m„ ma Jmn ma „ 1/2 p =17 Ert+2 (E x E J cos 0
(m^+mf)
t t f E. m p
m F + m ,
m a : + m T
m n • (
m T + m a
E r f + Q )
m n : i f t t i ^ K f i m d : atfi^fOKi:
m T : m ^ m m o m t
(1)
(2)
(3)
- 57 -
JAERl -M 86 -121
(2) (a • n)反応による中性子放出量計算用ライブラリ ALPHPI]
i)計算刀法
中性 f放出量 CN*(k))は次の式で表わす。
N*(kl=Z Z A D t-L D J・Pi j k
単位 (n/c m3 • se c ) (MilllOn ). (Li-N )・(
a-dis/ちec barn・cm
nノ'cm3 ・sec
Million ,Li-N )・(
α← dis/ sec ' barn ・cm
と ζで
ADi (million a-partic le ,'sec)= N i・Ai・N,¥・ PB
LDj (Light Nuclide /barn・cmJ n j・NA
Nj 核燃料被極の存在個数
口構造材核縄の存:{F個数
P i j k :α崩峻lζ於ける中性{-の'tlJ.X底
N,¥アボガドロ数
PB : a崩墳の分岐比
ζ乙で Pjj k は ORIGEN-JRの (a. n)計算モジュ JレALPHANを用いて計算しラ
イブラリー化しておき. COMRADで入力して計算lζ使悶する Q
ii) P i j kの計算方法及び (α.n )中性子生成(P i j k) ライフラリーについて
単位体積,時間の (a. n)反応による中性子生成は以下のように表わす。
LlN=nTOT(E α) Ll Ea
乙ζで
E aα粒子のエネノレギ(実験室系)
n'[' 標的核種の個数密度
σT (a. n)反応の全断面積
ゆ a粒子束
放出中性子エ不Jレギ Es は次¢ように表わされる。
(l)
。 m11 n1α Jmn ma ,_0 1/2 L=E:一一一一一 Ea+2一一一一一一(E ~ x E ft) c os (J (2)
.. (ma+mT) mα+mT
m}' mT 乙乙で En= 一一一一一一一(一一一一一一一一 Eα + Q ) (3)
m}'+mn mT+ma
ms ・中性子の質量
ma α粒子の質量
mT 標的核種の質量
-57-
JAERI - M 8 6 - 121
e Q Ee
Q va l a e ~ E ^
0 ( E t f ) ** i 1 n t f i / ( d E / d s ) E a
L i t
( d E / d S ) E r t = J p , (dE / d m j ) E « J
(4)
(5)
( d E / d S ) (ifflitiTSfflWfcCSJiCc^^-ro 0 i (4 j I g S o ^ I t T ( d E / d m j ) fif-feffifi, i * ^ * ' - f g £ ' C : £ 5 o
f ' N(E)dE=2* ^ n - r X J E i J ' ^ (42 ( E a ) e n s ? 2
CO S U l
d o T Q (El, , #)
d Q -d (cos *)
(6)
(a, n ) a ^ S f E W ^ ^ ^ + ^ K ^ S M f f ^ T - g g j - r S i
d <J T ( E , 0 )
dJ2
(5)£(7):S>t>,
= 2 ig Pg (cos # )
f ' N(E)dE=2* i"n T i 1 4EJ, • 0 (E' ) J f* f "' P^(u)du J E i + 1 {T,Q} j a t J „ ,
C C~C u = cos 0 Ji(±OJ;-!)K5Rj6fcx*;i/4 :-*-ilS©N(E)lc:^Lr
(7)
(8)
Pi j(E) = N(E) • 10 6 1
b i x 0.6023
a : mmnmmvu&m®. b : ^W^a©i¥ffiffli:
tLX&Vc&m ( P u 0 2 i f r A m C h ) SlztfW-ly 4 7y >) -{£Ltz0
7-f 7*7 ' ; - lc iRf t iLfcaSB«^Si^W1Sa©{t^ 'B! l l ie(Tff)^«o*i^-a- lcJ :S c
- 58 -
JAERI -M 86 -121
mr 残留核の質量
()散乱角(重心系)
Q Qvalue-EO
E e :残留核のレベル 8のエネルギ
α粒子エ不ノレギー・スベクトノレは次のように近似する。
φ(Ea) "" -E nn';/(dE/ds) En' i >Ea 山田 凶
(4)
ことで
(dE/dS)Ea=-E ρj (d E / d mj ) E α (5)
nα 』単位時間iζd崩墳核種より放出される乱粒子の数
(dE/dS)は阻止能でτ近似的lζ(5)式で表わす。
ρjは J核種の密度で (dE/dmj)は単位面積,エネルギー損失である。
故lζ ,エ不ノレギー群 (Ei + 1手E亘E i) の単位面積,単位時間での中t~:f放Hlは次のように表わされる。
jEtfcosh d酌l'Q CE占。)N{E)dE=2πZ町-E.:1E占 o2(E占〕ー d(cos (j)
Ei+l - Jcos(}, dJ2
(6)
(a, n)微分断面積をノレジャノレドル展開形式で表現すると
、、JHV
巳凶O
FL
訓
uむp4
n必
"A菅目Z
E
一=一
ρυ
一
E
一。「、一・d
T
σ
d (7)
(司と (7)式から,
l EtIU 2 N{E)dE=2-r -En,T -E dE; ・世 (E~).~'fß I -Po{u)du (8) E I+1{ T,Q)j d d sJ UI
ζ 乙で u=ιos {j
以上のように求めたエネノレギ一群毎の N(E)K対して
10. P i i (E) = N (E)・一一一-
ai b j X 0.6023
a 核燃料核種の存在個数
b ・標的核種の存在個数
として各化合物 (PuO.とか AmO.)毎に計算しライブラリー化した。
ライブラリーに収能したα崩壊核種と標的核種の化合物は以下の核種の組合せによる。
-58-
JAERI-M 86-121
A C T I N I D E NUCL N O . I N P I J L I B R A R Y 25
ACTINIDE NUCL ID : 892270 902280 902290 902300 922340 922350 922360 922380 942400 942410 942440 952410 952420 962440 962420 962430
902320 922320 922330 932370 942360 942380 952430 942390 942420
LIGHT NUCL NO. IN PI., LIBRARY
.IGHT NUCL ID : 90190 80170 80180 50100 50110 60130 70140 40090
X , yA 7 7 ' J - I C i R ^ L f c 2 , 3 A m 0 2 , ' " C m O i , 2 3 9 Pu02 Itoi 'Tffl&tfj^tti1
1 * * 1 / 4 - ' - 2 ^ ? I- Ji/^r Fig. 11 ~ Fig. 13 f t /T^o
IG
• ' 0
- . I O 3
,, N e u t r o n F l u x of Am- ( ^ { a l p h a . n ! s o u r c e s
i o 8 -
0 5 I O
, o 5 ^
I
10 10 10 10
N e u t r o n E n e r g y ( eV )
Fig. 11 Emission neutron energy spectrum of 2 3'*Am- 1 702 (a, n) reaction
10
59
]AERI -M 86 -121
922330 宇42380942420
922320 942360 ';'42390
902320 932370 952430
25
902300 922380 952410 宇62430
ACTINIDE NUCL NO. lN PIJ LIBRARY
902290 922360 942440 962420
ACTINIDE NUCL 10 892270 902280 922340 宇22350宇42400 宇42410952420 962440
B LIGHT NUCL NO. IN Pl. LIBRARY
UGHT NUCL 10 901宇o 80170 40090
70140
又,ライブラリーに収納した 243AmO~7 , 2"CmO~7 , 239 PUO~7 についての放出中性子
エネルギ ヱベクトルを Fig.11 - Fig. 13 It示す。
60130 50110 50100 80180
N9wtron Flux of 243Am_lT02(司 !pno,門 sourC9S
戸--戸.r-
~
10
削「i
i
i
「till
戸
14
‘40
1
9
8
7
5
5
1
n
v
n
M
n
u
n
v
パU
内
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-
R
邑U
C』
oa
、El-----ua.、.eveac。----震--、-u---ngu、E-
Xコ
-
L
C
O」]コ匂
Z
10 106 5
10
eV
Ernission neutron energy spectrurn of 2311Am_1702 (α, n) reaction
-59ー
Neutron Energy
Fig. 11
JAERI-M 86-121
N e u t r o n F l u x of Cm- OJI a Ipha , n ) s o u r c e s
• o ' - -
X - 10
•o a !
o ,
3 - . o ' H
10 10 10
N e u t r o n E n e r g y ( eV )
10
F i g . 12 Emiss ion n e u t r o n ene rgy spec t rum of Cm- O2 ( a , n) r e a c t i o n
N e u t r o n F l u x o f P u - 0 2 ( a l p h a , n ) s o u r c e s
J
1
10 10" 10
N e u t r o n E n e r g y ( eV )
Fig. 13 Emission neutron energy spectrum of 2 3 9?u- 1 702
- 60 -
JAERI -M 86 -121
2 4~ ~ 17 N eutro門 Flux of L"~Cm-"02(alpharn) sources
一11Ji--
「
el--「
1
r-r
出一
FIl--「!?iil
一!っ0
14、
』
'
月
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l
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』。a、cljd-au--
、.-旬。c
。----E--
、-u・・同εu
、c-
X
コ-Lc
。ι-コ3Z
!日
1 08 7
10 105
L
105
eV
Emission neutron energy spec口umof 2同 Cm-1702(0., n) reaction
Neutron Energy
Fig. 12
N eutron Flux of 239Pu-1702calphロ, n) sources
「il--JI11111411j
叶引
戸 l
一戸---・....
..r
r
11111目ー「
ill--ill--」1111』1111」1Illit
-
-
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,,。co----圃
M-、-0
・・
-n.。、c-
X
コ一L
C
O
」一一コωZ
10 105
105
eV
Emission neutron energy sp~ctrum c[ 239~u_1702
60
Energy Nautrロ円
Fig. 13
JAERI - M 8 6 - • 21
3. 4 COMRAD 3 - h'ODilMSflg
COMRADEitmno^m±i&, m&Mfnoxfeicft.oi&mtf&Zo
mm&BM^ <39sm*n/;y^ H - ? A , ? 7 =- ^A&o-*^ u^^^sgtufo^awg^^t F ig . l -HCl t& i l t tK ISvn- ro
1) * i f i I & © t t l M j i £ T ' # i f f i t 5 l i t £ i ] £ - e , feL<(i€n£(±©MST-ItW-L, 0 - < y h
'J 7 7 -i ^tt&e
2) ftlcC0MRADT'#&|B#£l]£fg5tL#&|B$©'f ^ > M 7 r ^ ^ 4 - ^ ^ . j A * , #P!S*©
De fou l t j i < i £ t £ f f i f t ^ x . £ n , -e©g¥©#8t fg f f l©*0.1 £ L , f f tCf l f f i t t 0.0i I T
4) Khf-9 i ) #IH;5M A Z T ^ y
Step 1 T P S I ^ i H ^ I t ^ L , ? 4 A * r - ; / 7 ° S l C 7 r 4 ^ ^ l ^ i A / L - e a b S © - ? , i f
© ? -f A ^ x - v 7 ' * i i » g | J t i - 6 ^ * m S - r 5 o
c n i i C O M R A D AJ]T-f>(Di3- K 00 1 © 2 ftgfflg&g I N I T 7:i%fet6o
F i l e ©^Jg !±0 0 6 T ' f B P I ^ S * m S 1 - 5 o
ii) tfSHItfc
5) # ! » £ 8 8 F
5 J S I ^ S P l i » : © 5 S l f i : - r 5 c
Group I : 9 7 y
Group 2 : 7Vi/ I- - <y A
Group 3 : jf % # F P
Group 4 : -t©fflz©FP + ACT IN IDE R S
Group 5 : ^ 51
3.4.2 » J & l f f t # 1 £ a » l £ 7 4 7'7 'J* f f l i . ' f :a57)a^ i I teB#©Mff l f f l f iEJ ig
J§ t t l c f J iS£& l3 ; ' - r$aXe , I , K r ^ ( i 4 i ^ W © * 5 ' . ' f c © * ^ < * i & B * © S ) ( a f I * ^ © i I t e
&&•?:•&&$&&&£ i r i t i c t t f & i . * , , •€ -c tTH i ^a i feB#®Sf f l©«*^ / fS©' f y - c y h l J©| {b icV teB# l ! ta f f l ^b©g|$5}^ tWi I tESa i l ; &#i *^At i ^ ' f y<y t- >)<Di\ntf&mX'&&<,
- 61 -
JAERI-M 86~ ,21
3.4 COMRADコードの追加機能
COMRADIζは通常の政種生成, )羽境量計算の他lこ次の機能がある o
:1.4.1 群分離された後の核種生成崩填量を計算する機能
乙の機能は冷却期間中{ζ指定した絞穂を分離して追跡計算を行うものである o 乙のととにより
使間済み燃料より分離されたプルトニウム,ウラニウム及び高レベ、ノレ廃棄物中の絞種の経時変化
が別々に追跡できるo
Fig.14に計算流れ図をぷす。
計算}j法
J)ます通常の計算Jj法で分離する時刻まで,もしくはそれ以上の頃歴で計算し, インベント
リファイノレとする o
2)次lζCOMRADで分離時事1]を指定し分離時のインベントリファイノレを読み込み,分離群の
核種及びその他の絞荷!Iζ係数を乗じて初期原子数として計算を行う。
3)分離核種群は 5.fil!頼とし,内部設定値(分離係数)を設定しておく o
Defou lt値は全核樟に与えられ,その群の分離核種のみ 0.1とし,他の核種は 0.0として
おく o
4) 入力データ
j )分離タイムステップ
S tep 1で照射冷却を計算し, タイムステップ毎lζ ファイノレへ書き込んであるので,ど
のタイムステッフむから分離させるかを指定する。
これは COMRAD入力データのカード 001の 2枚目の変数名 INIT で指定する。
Fileの指定ti006で論開機番を指定するo
jj)分離係数
内部設定値を変更する時にのみ指定する。
変更する核種のみ分離t'f.全体について指定する。
5) 分離絞種群
分離核種併は次の 5群とする。
Group 1 ウラン
Graup 2 プノレトニウム
Group :1・揮発性 FP
Group 4 その他の FP+ACTINIDE絞種
Group 5・未定
:1.4.2 燃焼度依存核種組成ライブラリを用いた部分負街道転時の抜種組成Ji算
環境に影響を及ぼす核種 Xe, 1, Kr等は半減期の短いものが多く事故時の数日前からの運転
履歴で存在個数が決まってしまう ζ とが多い。そこで平常運転時の長期の燃焼度毎のインベント
リの他に事故時数日前からの部分負荷運転胤歴を考慮に入れたインベントリの計算が必要である。
61一
JAERI M 86 1!>1
c START I
" )
Initial core condition Irradiation and coding hisfory
I Nuclide inventory calculation
ACT I Inventory file at eacr rime step
F P Inventory
STEP
Cooling history for calculation Group of nuclides Separation time step Separation fader
Read inventory
Initial inventory calculation with read inventory and separation factor
Restart calculation
c
For each cooling step
STEP 2
For each group of nuclides
E X I T J Fig. 14 Flow diagram for calculating atrnic number of each
separated group of nuclides
62 -
]AERI r-.I tl6 1"1
START 丁11lm
Initial core condition
tooling history for calOJlation Group of nuclides
Sepamtion time step
STEP2
向reach group ot nuclides
Fig・14 F10w diagram for ca1cu1ating atmic number of each separated group of nuc1ides
-62-
JAER] - M 8 6 - 121
7 7 ^f^^bss*^*, mmm^tmmiAtiL, zcDWM&*T->yfr^<DmmMmmm. emu ft^ae) icK'tf &A y^y h u i t » ^< f9 fe©-c *So
Fig. 15 iztmifcnm&^to
1) * "f S k i l l s F$©f1:;S© M i ' f , 7" ( » & ' © ) 4 A * L € f f l x f 7 7 ' ©Sfig 7 r 4
2) & - # S I i J £ © f f i ( ± * © 3 M A - f 7 7 T f f l S l 7 7 ^ f ^ ^ b f f l < l * f f l i . \ S J U M & t + t i g
^>K*ii^/c^i4•aw^Ii LTHI-, ?*©* •? •, 7>i(±s^n*©ai7j (Power as th+> IK? 4 i*7.7-yy'n<Dlbti (Power l l ) )£©f l&M; j»34 ' t 4? :£ t^ i : V%\Ht 6a
Power (I) FLbX(I) = FLUX (1) x
Power (1)
3) Wt'&ma IISSII&TM 7*7 'j^ffl^ffl]W©fI(i*©5"i A?-?•* 7»$&ig-ertlf Lrffl
- 63 -
]AERl -M 86 -121
そ乙で,との機能は,定常運転計算を通常の COMRADで計算し燃焼度毎の基礎ファイノレを作
成しておき,ある定常運転時の任意の燃焼度における生成個数,中性子東,核分裂割合等を基礎
ファイノレから読み込み,短期照射履歴を入力 L,その燃焼度ステッブからの短期照射履歴(部分
負荷運転),ζ於けるインベントリ計算を行うものである。
Fig.15K計算流れ闘を示す。
計算方法
})まず定常運転時の任意のタイムヌテ yブ(燃焼度の)を入力しそのステップの基礎ファイ
ノレからの生成個数を初期原子数需度として計算を始めるo
2)核分裂割合の値はそのタイムヌテソブでの怨礎ファイノレからの値を用い,短期照射中は変
わらないものとして同じ値を使用する。中性子東はそのタイムステップでの基礎ファイノレか
ら読み込んだ値を初期値として用い,次のステップからは定常時の出力 (Power (1))と入力
したタイムステップ毎の出力 CPower11))との割合IC初期中性子束Ic乗じて集出する。
Power (() FLしX( 1) = F L U X (1) x
power (1)
3)断面積は l群定数ライブラリを!日い初期の値はそのタつム 7テ yプの燃焼度で内情して用
いる。
短期照射中もそのつど燃焼度を計算しその燃焼度で内捕して用いる。
-63
JAERJ-M 86- 121
Base inventory data file obtained by COMRAD
Calculation of burn-up dependent atomic number density in each reactor core region
Calculation of variation of nuclide inventory in a short period operation mode
File for the CRAC code
Fig. 15 Flow diagram for calculating the variation of nuclide inventory in a reactor core in short period operation
- 64 -
JAER1 -M 自6-121
VOL-1
File for the CRAC code
jBoseiMnf山 fileob↑ained by COMRAD
H同「目院Cω印悦愉01此侃lに臥附cαLdepende創nt0剖tom附n刊licnumb回erdωen悶s引i↑叩Yi川n田C凶hreact向orcore reglon
i「日は広広?q句ω仇ω此似l比臥IculatiαLf nuclide inven↑ory m Q short period 叩erationmode
Fig. 15 F10w diagra皿 forca1culating the variation of nuclide inventory in a reactor core in short period operation
-64一
JAERI-M 8 6 - 121
3.5 3 - ! - ' £ > * * £
3.5.i mfc-tz-fy'^-j-ytrnm COMRADE- K^f f f i ) c - r5&-y-7"^ -^y i^O(S t6 l co^T , KXTlcm^^^Mt 6 c
•7 JU-3- y g n MAIN
CONT
LIB 1
EDIT
SORT
ISORT
CSG1
RFIS
OUTP
SETN
ADRES
AREA
3 - K£<*©3 y h p - 7 i / £ f f t t i \ JUtiSiJ^ '^^-^fflA tl-r-9 iC J; 6mtR&ilte-5o MAIN i » ) ^ - ' ^ t l 5 o
PROCl , PR0C9 J;«3P?li"tl5o
CALC, MCAL •fcOlflfftSo llgfe? 4 7*ffl^&®3c&£fTttvo EDIT, DAUT«fcl3Df(i;'ns0
SORT ^ - ^ > - © Entry £ T \ SStfc^M 7°©^£fc©3S8l
£'fT«7o EDIT, DAUT =fc <3»¥tftl£o
& f - * • 7-f 7" 7 'J - r t © » g ^ r « 4 ] , t t i 1 » f B « * ^ g l t
CALC, MCAL i O W f t - S c .
CALC, MCAL <fc9ȴtf*l5o
ttSL, * * l T 5 o X, 3l-7"i/ 3 y ( c J ; l 9 -^ J i (±©f f i« ^
CALC, MCAL JcO^fi ' t lSo
•Sffifc**-? *->W3 y h o - ; i / . ^-^y&o>'£-gicf£; i ;
& - T - * - 7 ^ 7 U -®SE*jA*©fci6ic- iJg«^S(©S
! f 6 * - y ' i - ^ © 3 y h n -yu • ; t - - ^ y j ; ijnf (£ft.5 0
± i 'J r i £ - I i 'J r © J t R £ r r t t % fg-t-y „ - ; u©3 y h D - ; U • n>--j- y J; 0 Bf fi";rl5o
- 65 -
]AERl-M 86 -121
3.5 コードの構成
3. 5. 1 構成するサブルーチンと機能
COMRADコードを情成する各サフソレーチンとその機能について,以下に簡単に説明する。
モジューノレ番号|サフソレーチン名 1:1ヨ.,., 廿
。 MAIN メインプログラム
可変配列の最大記憶容量を定義する。
CONT コード全体のコントロールを行ない.機能別モジュ ルの入
力デ タによる選択を行なう。
MAINよりコールされる。
LIB 1 核分裂生成物,アクチナイド,被覆材及び構造材骸種の核デ
タ・ライブラリーの作成を行なう。
PROCl, PROC9より呼ばれる。
EDIT 生成・崩填量の計算を行なう核種の選択を行なう。
CALC, MCALより呼ばれる。
SORT 実数タイフ。の変数の交換を行なう。
ISORT
EDIT, DAUTより呼ばれる。
SORTルーチンの Entry名で,整数タイプの変数の交換
を行なう。
EDI T, DAUTより呼ばれる。
CSG 1 骸データ・ライブラリー内の無限希釈中性子断面積を交換す
るための断面積の読み込みを行なう。
CALC, MCALより呼ばれる。
RFIS 核分裂害恰を計算する。
CALC, MCALより呼ばれる。
OUTP 生成量を原子数,キューリ単位で出力し,全核種の崩壊熱を
計算し,出力する。又,オプションiζより一定以上の崩壇熱
lζ寄与する核種についても出力できる。
CALC. MCALより呼ばれる。
SETN 変数の初期値を設定する。
各機能モジュー Jレのコントロール・ノレーチン及び必要lζ応じ
て呼ばれる。
ADRES 核データ・ライブラリーの読み込みのため叫、要な変数の番
地付を行なう。
各機能ヰニジューノレのコントロール・ルーチンより呼ばれる。
AREA 設定エリアと必要エリアの比較を行なう。
各機能モジューノレのコントロール・ノレーチンより呼ばれる。
-65-
JAERI-M 8 6 - 121
*•/*. - . - u # - % -y-7'^--3 L y g l rt '§ LIBO
I DPRT
FREAD
PARN
NUCD
BOX
BLOCK DATA
fgf-'- 9 • y A 7 7 'J - © 7 'J y h • T 7 h ^ ' r ' i T o
A ^ J f - ' > « 7 U y 1- - TO h^fj'/iOo PROCl , PROC 2, PROC 3, PROC 7 «t(j»f-!±'n-S0
g f - y • 7 1 7 v IJ -tnMfr&fr&iyU i» EDIT, PUNC, L I B 2 , ENSDF T W ^ - S o
LIBO, EDIT, TREE, CUMC, CREAT J; 0 «T-li'
4 ,& © It SI <fc 0 I'M ft B £ 7" n -y 1-1 Z, o A 4 S T , TABS X 0 if If ft 6 o f£H£, [Ajit'-r-^&DATA ^ T ^ A L ' ^ £o
1 PROC 1
CONT J; (j"? fi'ftSo 2 PROC2
LIB2
7 -f 7*5 'J -jgjE, i l ia '* i* a - ( n o : y f o - f i / , Bffflf* - ? • x u Tff l l t» ; i#^ iJ :©Si t f i#^ iT^ 7 . CONT J; O f l i ' n ^ o 611 S f t f c S f - 7 - 7 0 ' 7 'J - © A - KlfJ&Cfrihig*
PROC 2 J; I 9 f t f f t 5 , 3 PROC 3
PUNC
^ T * - ? • 7 4 7*7 U - ® l i } 7 J * v / ^ - ; i / 0 = i y h o - . M / £
C O N T J ^ W f t S o I&T-9 • 7 -f 7*7 U - £ * - V • i * --ylC'Mi&L,
Tape foh^tii- VC(D^1iii jU -}<, PROC 3 J; OUf-li*nSo
4 PROC 4
CALC
CHAI
^ . x IJ rcDf,mt^SlW!.<o^mi-U'}^irti ? . CONT J: •jo? If ft So
4-fT7o
PROC 4 «fc Olf ( i ' n S o i f - ? - 7 - ( 7*7 U - i O f f l ^ ^ ' J ^ f f l ^ . - i T , ^ff-JOffl
- 66 -
jAERI-M 86 -121
モジュ 'レ番号|サフソレーチン名 内 容|核デ タ・ライブラ 1)ーのプリント・アウトをiiなう。 I
必安iこ応じて11千ばれる。
2
4
LlBO
1 DPRT
FREAD
PARN
入力データのフリント F アウトをij-tiう。
PROCl, PROC2, PROC3. PROC7より目、fl:fuる。
骸データ・弓イ 7ラ1) の読み込みをiiなう。
EDIT. PUNC. LI B2, ENSDF で呼ばれる。
崩壊形式を111'、て矧核種のコ ド採りを作成する。
川 O. EDIT. TREE. CUMC. CREA山 l刊 iれる。
NUCD 政樹コ ド詐りから核傾の名前をf'I'I,xする。必要に応じて呼ばれる。
BOX I 4}~の IA~襟より l叫 ffj jf-;をプロ y 卜する。
A4ST, TABSより 11手ばれる。
BLOCK DATAI附名.1M定デ一月 DATA 文で品i:寸る。
PROC 1 ライブラリー作成モジュールのコントロール, rfr1fデータ・
エリアの計罪と各変数の番地付を行なう。
PROC 2
CONTより呼ばれる。
ライブラリー修正,追加。モジューノレのコントロール,所要デ
ータ・エリアの計算と各変数の番地付を行なう。
CONTより呼ばれる。
LlB 2 整備された核データ・ライブラリーのカード単位の修正と骸
種単位での追加を行なう。
PROC 3
PUNC
PROC 4
P ROC 2より呼ばれる。
核データ・ライブラリーの出力モジューノレのコントロ-)レを
行なう。
CONTより呼ばれる。
核データ・ライブラリーをカード・イメージに変換し,
Tapeあるいはカードでの出力を行なう。
P ROC 3より呼ばれる。
核種の生成崩壊種計算モジュ ルのコントロ -JV, ,折要デー
タ・エリアの計算と各変数の番地付けを行なう。
CONTより呼ばれる。
CALC 核種の生成,崩壊i誌を計算するモジュー Jレ内のコントローノレ
を行うo
PROC 4より呼ばれる。
CHAI 骸データ・ライブラリーより崩填系列を組み立て,線形の崩
場系列Iζ分解する。
-66-
JAE.a-M 86-121
* i> =. - /l'%k^ •*?j\'-*y% ft §
INDY
CAL 1
BATE
ALPHAN
SFCAL
FLUXO
CSCAL
CALC J; ^mitlio
CALC i 0»¥f*'ft£o
To
CALC J; ^af (i 'nSo ®fflffl^^?ijic^-r5 B a t e m a n i t © l $ £ # 2 6 5o CALC 1 £<0Ufl£ftZo ( a , n J ^ i ^ t M c m ^ f f T o CALC <t 'Ji^-lfnSo £ l^^»S*t t7 -©&di«§ tW-*r r -7 = CALC J; VWllti&o
CALC J ^ W f t & o
FLUXO J; i ?o?« 'nSo 5 PROC 5
SIMP
I NP 1
COMP
SMOO
NORM
SUBS
STRE
r ^ x ^ ? h^I t f l t* v ' i - A - © a y h o - ; i / , p l r l f - ^
CONTJ; i9»¥tt'tt4o J S H S t x - ? J; i? Simpson© 1 / 3 , 3/8£5X;l£ J; 5fS
PROC5 i f jUf t f t tSo Array x - ? ©Sci^^-fTfe i» PROC5 J^Urlff tSo
PROC 5 cfcWi'ft-So ¥ - e - ^ o r 8 x ' < ^ h^£ 2*©£iI^f<:J; r>¥-ffiitt &o ¥m<fretiif8*5f-?^&(i5 ~ 25 ©tfjifc,S-?£5o COMP J; 0n?(i'n-5o
{t-T5o COMP <t O W f t S o N O R M I c J c i j t t g S n f c ^ y y h y x ^ i ' h ^ i t ' - i ' S ^ i i L a ^ T - h vfS»©*(C^-§o COMP J; iJP?(i*n5o SUBS tc£ioUW£titz=> yy'b y*^? h>u&* + y% ^ i c i g L T J S ^ t - T S o t©nf, ^ ^ S t S L f - ^ i i l O O . 5,
- 67 -
]ALtl-M 86-121
モジュール番号 サブルーチン名 内 円仕ヤ
ト一一一一CALCより呼ばれる。
INDY 異積核分列収率より独立核分裂収率を計算する。
CALC J::.り呼ばれる。
CAL 1 等価崩壊定数,分岐比を作成し,生成,崩壊量の計算を行な
つ。
CALCより呼ばれる。
BATE 線型崩壊系列K対する Bateman式の解を求める。
CALClより呼ばれる。
ALPHAN ( a. n )中性子放出量の計算を行う。
CALCより呼ばれる。
SF'CAL 自発核分裂中性子の放出量計算を行う。
CALCより呼ばれる。
F'LUXO 中性子東もしくは炉出fJ及ひ燃焼度の計算を行う。
CALCより呼ばれる。
CSCAL 11詳定数の内挿を燃焼度Kより行う。
FLUXOより呼ばれる。
5 PROC 5 r線スペク卜ノレ計算モジューノレのコントロ -)v,所要データ
-エリアの計算と各変数の番地付けを行なう e
CONTより呼ばれる。
SIMP 崩壊数データより Simpsonの 1/に 3/8公式による積
分および台形積分を行なう。
PROC 5より呼ばれる。
1 NP 1 Arrayデータの読込みを行なう。
PROC 5より呼ばれる。
COMP 規格化コンプ卜ンスペク卜 Jレ計算のコントロー Jレを行なう。
PROC 5より呼ばれる。
SMOO 単一ピークのr線スペク卜ノレを 2次の多項式により平滑化す
る。平滑化で使用するデータ点数は 5-25の奇数点である。
COMPより呼ばれる。
NORM 平滑化されたコンプ卜ンヌペク卜ノレをピーク面積で害IJり規格
化する。
COMPより呼ばれる。
SUBS NORMKより計算されたコンプ卜ンスベクトノレからピーク
成分を除去しコンプ卜ン成分のみにする。
COMPより呼ばれる。
STRE S UBS Icより計算されたコンプ卜ンスベクトルをチャンネ
JレIC関して規格化する。との時a 後方散乱ピークは 100.5.
-67一
JAERI-M 8 6 - 121
*:?=.- ^#"f- -y-7";i/-f- y g rt §
COMP J;Wi"tl<5„ LSPE mmWcr-^, r i i x ^ ? h^f-"-?J:(9}&!iifsKA6i!u©
r i S x ^ ? b^^tmtio itz. i r i o S f l c J t L , A # £ t u t S ^ x - *li(±© r mt*• # ' "* ' -Hit W I S i *
PROC 5 &iommz>o EFF 1 4 © r f H x ^ ? h^©#f-+ y*^©^Ub-JI)$^ log-log
x^r-;i/ffl—<fo£KT##>, <i§g©^* ^*"-#cff©&HJ a * ^ # « L f c r l S x - < ? l ^ £ r H | - r 3 0
PROC 5 ^'O^-iinio EFF2
© T * - ? •£•&£!£ log-log x^r-*ff l - f tST'f i j fLT*
PROC 5 J^nftfftS-GAUS f£tbf§©#J$?f£KJt; Ztz&m* r m f- 9 ft 4*., r l x
£#*. , r U x ^ ? h^©S-?f y*;i/©fi^*"9x^ftic
PROC 5 J^Offi'ftSo PHD1
PROC 5 J^nftfnSo INTE gca^©JS*&{t3 ^7°h yx-<? t -^^ f>f f i*©r* | i*^
PHD 1 J;t9iWft5o PHDI INTE _ eF ( 9Jf$nfc3y7 s hyx '<^ MHtftL^i- y *
PHD l J ^ W n S o PRSP
PROC 5, COMP, PRIN Jc iQU^fi'tl o PRIN rHx-<? h^*7°>; y htb^f"5fcJ6©SiJW*ff^-5o
PROC 5 J ^ W f t S o PLTI 3 y 7 ° b y x ^ ^ h^, r H x - ? ^ t- /u^y'u .y h~t%£><D
PROC 5 J ^ W t l S o
- 68 -
モジュー Jレ番号|サブルーチン名
JAERI -M 86ー 121
内旬、,壬't
フォトピークは 300チャンネルになる様lζ規化する o
COMPより呼ばれる。
LSPE 崩壊数データ r線スベクトノレデータより検出器lζ人る前の
r線スベクトノレを計算する。また,全r線の強度に対し,入
力された基準データ以上の r線はエネルギ-/1頃iζ核種名と共
lζ出力する。全 r線強度,平均 r線エネルギーも出力する。
PROC 5より呼ばれる。
EFF 1 生の r線スベクトノレの各チャンネルの検出効率を log-log
スケールの一次式にて求め,検出器のエネルギー依存の検出
効率を考慮した r線スベクトノレを計算する。
PROC 5より呼ばれる。
EFF 2 各チャンネ Jレの検出効率を数点エネルギーにおける検出効率
のデータをもとに logーlog スケールの一次式て‘内帰して求
める。そして,検出器のエネルギー依存の 出効率を考慮し
た r線スベクトルを計算する。
PROC 5より呼ばれる。
GAUS 検出器の分解能lζ応じた拡がりを r線ピークにー与え,r線ス
ベクトノレを計算する。ピークの拡がりの形としてガウス分布
を考え r線スベクトノレの各チャンネノレの値をガウス分布iζ
基づき再配分する。
PROC 5より呼ばれる。
PHDl 規格化コンプ卜ンスベクトルの内挿,チャンネル11:関する逆
規格化を計算する制御を行なう。
PROC 5より呼ばれる。
INTE 数種類の規格化コンプ卜ンスベクトルから任意のr線エネル
ギーに関して一次式の内挿を行なう。
PHD1より呼ばれる。
PHDI I 1 NTEで内挿されたコンプ卜ンスペク卜川ζ対しチャンネ
ノレに関する逆規格化を行ない r線スペク卜 Jレlζ加算する。
PHD 1より呼ばれる。
PRSP I r線スペクトルをプリン卜出力する。
PROC 5, COMP. PRI N より呼ばれる。
P RI N I r線スベクトルをプリン卜出力するための制御を行なう。
PROC 5より呼ばれる。
PLTI コンプトンスベクトル r線スベクトルをプロ y卜する為の
準備を行なう。
PROC 5より呼ばれる。
68
JAER1 - M 86-121
* 'J * - ;!/#•§• -9-7O1/-* vg, ft 1? GPL 1
CBLK
A4ST
P T I T
SCXY
GRXY
DNOR
LPLT
FGRI
LINTYP
y"• v v^hfy-ytnUW&'iitio« PLTi £<omn;ti&o
GPL 1, A4ST =fc 0»f H ' * l 5 . ?"7 7 ©;b < , -t 7" 7 4 h ;u©7° a y h ZnU T 0
GPL 1 &i)miii2>o Xtt, Yidl, / - 0 ? 0 ' n n ^ D , h 4 i f ' i i . GPL 1 £<0iflfiiZ>° Xtt, Ylihco ^-y — ') y 7&'uUn0
GPL 1 J;0if(i 'n-5o Xfffl, Yflli©tSl'-7D .y Ytio
GPL 1 J; W i ' f t S o x y - ' j yyzMzr-wmtiMt&nfiOo GPL 1 i ^ W f t - S , , r - ^ ^ A / ' J f f l f i i ^ ^ i O S ^ D y h-ra. ,
GPL 1 J; W i ' t i - B o Xflll, Yt t©i l l -^T^A/ ' j©^T: ICj ; t3 7-a.y F t S . GRXY J; ijuf-lfn^o A^7©tg*icj;i5, M l , MS, ^ § t ^ ( t » i | ; b t f 5 ° LPLTJ; t0lfllti6o
6 PROC 6
TREE
TRPL
IFYC
SEAC 1
SEAC2
THE AT
CONTJ;i9»f I f n S o K M f c ^ K f i i i S ^ f M i c L ? -f >- • 7'U y ^ m ^ S c PROC 6 J ^ H W t l S , , HMitSicSl i i^ iJ^f 'p lSL, COM, Plotter ^Ts£*t
TREE J;i9»f(i'tl5o
TRPL £i9Vftitl&o
ft©ii**ia-^5o
TRPL J: (yBf{±'n5o
TRPL J: ^nf i f f tSo
TRPL JcOBf I f n ^ o
- 6 9 -
モジュ ノレ番号|サフソレーチン名
GPL 1
CBLK
A4ST
PTIT
SCXY
GRXY
DNOR
LPLT
FGRI
6 l l L PI RNC TC Y6 P
]AERl -M 86 -121
内 容
プロッ卜するグラフの制御を行なう。
PLTI より呼ばれる。
文字列より文'{:の数を調べるo
GPL 1, A4STより呼ばれる。
グラフのわく,サフタイト/レのプロ y 卜を行なう o
GPLI よりu芋は'uる。
X制1. Y軸,メインタイト Iレのプロットをiiなう。
GPL 1 より呼ばれる。
X紬, Y輸のスケーリングをiiなう。
GPLI より呼ばれる。
X納. Y軸の栴 fブロソ卜する。
GPL 1より呼ばれる。
スケーリングされたデータの焼絡化を行なう。
GPL 1 より呼ばれる。
データを入力の借示により線プロッ卜する。
GPL 1より呼ばれる。
X軸, Y軸の細い格子を人力の指示によりプロッ卜する。
GRXYより呼ばれる。
入力の指示により,太線,破線,点線等』乙書きわける。
L PLTより呼ばれる。
崩填系列,分岐比の図形表示モジユ /レのコントローノレ,所
要データ・エリアの計算と各変数の番地付けを行なう。
CONTより呼ばれる。
TREE 質量数毎l乙崩填系列を作成しライン・プリンタへ出力する。
PROC 6より呼ばれる。
TRPL 質量数毎に崩壊系列を作成し, CO M, Plotter等で表示す
る。
TREE より呼ばれる。
IFYC 累積核分裂収率から独立核分裂収率を計算する。
S EAC 1
SEAC 2
THEAT
TRPLより呼ばれる。
崩填系列を図形表示するために親核種の有無とライブラリー
内の順序を調べる。
TRPLより呼ばれる。
娘核種の崩填形式の有無を調べる。
TRPLより呼ばれる。
崩壊系列に書く矢印の角度を求める。
TRPLより呼ばれる。
-69ー
JAERI-M 8 6 - 121
* ^ = -/i/fM§- -tf-yOl/--?- y g rt *§ TABS
TABE
TABP
TRPL JcOHf I f n ^ o
TRPL J;0»¥lf*l5o 7--7"^rtffliSr(a^7°D . y h t 4 „
T R P L i Q B f l i ' n S o
7 PROC 7
CONV
CONV 1
F P G S - 2 3 - K J I T - ' - : ? • 7 -f 7 '7 'J - g ? $ * v ' ^ - ^ c o
3 y h P - ; i / , F J i i f - ? • x 'j TWft l f t i&gSfcf f lSW-t
£fT &-"><,
C O N T J : ( 9 i i f ( i ' f l 4 o
F P G S - 2 3 - K f f l ^ r ' - ? • 7-f 7 '7 ' J - * ^ 3 - KJH
& f - * • 7-f 7 '7 ' J - l c ^ ^ - T S o
P R O C 7 J ^ W t l S o
F P G S - 2 3 - K S c S ^ ^ ? h *•• 7 -f 7*7 'J - - £ - ^ 3 -
P R O C 7 =tl9Pf!±'tl5o
8 PROC 8
SUB 1
SUB 2
r S ^ 7*7 U - , 3 y7° h y • x ^ ? h ;u • 7 -f 7*7 'J -
T © I t * £ #^gt©SHfeff Z'aK r> -
C O N T J : i9 0¥lS'fl5o
r ^ 7 - f 7*7 U - © ' S j t ^ f f ' i ' ^ o
P R O C 8 c f c W i ' f t ^ o
3 V7° h y • X - ^ ? h ^ • 7 -f 7*7 ij - © " £ j & £ ' f t e 7o
P R O C 8 J;(9Hf(i ' t l§o
9 PROC 9
RD1R
NUCS
MAXN
ENSDF
J DDL • 7 4 7*7 'J - M J l * ^ ^ - ^ © 3 y h • - ; ! • , pjf
I f - ? • x i j T © i t l £ £ & ^ $ t - © * i t & t t £ f f > j : 7 o
CO NT J; t)Uf t f f t So
J DDL • '"M 7*7 ' J - © 1 U 3 - h'£Mt&&tSo
PROC 9, ENSDF, ENSG J; O W t l S o
j D D L 7 -f 7*7 'j - r t©®.ai-s^ff i8ir«-*toSo
PROC 9 JzOffff^lSo
PROC 9, E N S G J ^ W t t S o E N S D F 7 X ? - • 7-f 7*7 'J - c f c ' j f e f ' " - ? • 7^f 7*7 ' J - ^ f F f S - T ^ s y h o - ^ . * - f y , #l£g-©ititfitt"£
- 7 0 -
]AERI -M 86 -121
モジューノレ番号|サフツレーチン名 内町勺
千十
7
8
TABS テーフツレ内の項目別タイト Jレ,外わくをプロッ卜する。
TRPLより呼ばれる。
TABE テーフ)レ作成のために,半減期,崩境熱デ-7,累績核分裂
収率の編集を行なう。
TRPLより呼ばれる。
TABP テーブノレ内の数値をプロッ卜する。
PROC 7
CONV
CONVl
PROC 8
TRPLより呼は‘れる。
FPGS-2コード用データ・ライブラリー変換モジュー Jレの
コントロー Jレ,所要データ・エリアの計算と各変数の番地付
を行なう。
CONTより呼ばれる。
FPGS-2 コード用核データ・ライブラ lトーを本コードHI
核データ・ライブラリーに変換する。
PROC 7より呼ばれる。
FPGS-2コード用 y線スペク卜 Jレ・ライブラリーを本コー
ド用iζ変換する。
PROC 7より呼ばれる。
y線ライブラリー,コンプ卜ン・スベクトノレ・ライブラリー
のデータ変換モジュールのコントローノレ,所要データ・エリ
アの計算と各変数の番地付を行なう。
CONTより呼ばれる。
S UB 1 I r線ライブラリーの変換を行なう。
PROC 8より呼ばれる。
SUB 2 コンプトン・スペク卜 jレ・ライブラリーの変換を行なう。
P ROC 8より呼ばれる。
9 I PROC 9 I J DDL ・ライブラリー処理モジュールのコントロ-;l;,所
要データ・エリアの計算と各変数の番地付を行なう。
CONTより呼ばれる。
RD lR I J DDL ・ライブラリーの lレコードを読み込む。
PROC 9, ENSDF, ENSG より呼ばれる。
NUCS I J DDLライブラリー内の処理する核種数を求める。
PROC 9より呼ばれる。
MAXN 与えられた範囲内での変数の最大値を求める。
ENSDF
PROC 9, ENSGより呼ばれる。
ENSDFマスター・ライブラリーより綾データ・ライブラ
リーを作成するコントロール・ノレーチン。各変数の番地付を
行なう。
-70一
JAERI-M 86-121
-t i/ * - ; u # # •V 7 ^ --T-V & 1*1 2? PROC 9 J; O W n S o
ENS 1 J DDL J; i J i l S f f l i f - ? • 7 r U ^ W t 5 o E N S D F J ^ J W f t S o
LEVEL ENS 1 J ^ W t i S o
JUDG L E V E L , BCHG =tOU?H'n4c
AVBETA
ENS l J ^ p t f f t S o TINTG
AVBETA J^nf l i ' f tSo BTSP /3 fa^tejx^- i\s¥-&i-tWt?>&<D Function 0
p~ (w, Wo , z + i )mm^'iiUoo AVBETA, TBTS J; ^iif-li'ft-So
TBTS E p • P~ ( W, Wo , Z + l ) ©rl-J^fT&To AVBETA J; ( jnf t fnSo
TCGAM BTSP <fc loWlitiZo
RELA
FNS l , ENS 2 J ; i ? W f t 3 o BCHG
X - ? • 7 4 7'7 U -©fFS)c£ffte 7o PROC 9 £im£tiZ°
ENSG J DDL 7-f 7"7 ')-£t)rmy4 7 7 'l-Zftl&tZzy h a - IU • JU- -r y D &^ffc©#it8tt£ff & i . r 8 7 - f 7 * 7 y-^f^eg-rso PROC 9 £t)miftZo
ENS 2 mM&tc r iig©x * >i-if- tfe&Z 7 T 4 ; n c » £ & i r 0
ENSG JciQBflJ'nSo 10 P R OC 11 ENDF/B f-"-? • 7 7 ' f ^ © ^ T J - S I X - ^ ^ S * ^ ^ - ^
© 3 y h D -n/£ff t t -5o
CONT itjnfli'ti-So ENDF E N D F / B x - ? • 7 T -f ^ © J i S ^ ^ S i R * ^ ^ * ^ *
7 7 ^ ' H c e # i i i r 0
PROC 11 iOnfl i ' f tSc
- 71 -
JAERI -M 86 -121
モジューノレ番号|サフルーチン名 内
PROC 9より呼ばれる。
""" u
ENS 1 I jDDLより核種毎の核データ・ファイノレを作成する。
ENSDFより呼ばれるo
一一
LEVEL 核種毎の r線レベ Jレとその存在比をファイノレlζ書き込む。
ENS 1より呼ばれる。
jUDG 変数がうえられた範囲内lζあるかどうかのチエソクを行なう。
LEVEL, BCHGより呼ばれる。
AVBETA I s線平均エネルギーを計算する。
ENS 1より呼ばれる。
TINTG 関数の定積分をガウス法を用いて計算する o
AVBETAより呼ばれるo
BTSP I s線平均エネルギーを計算する為の Function。
TBTS
TCGAM
RELA
P-(W,Wo ,Z+I)の計算を行なう。
AVBETA. TBTSより呼ばれる。
E s・P-(W,Wo・Z+ 1 )の計算を行なう。
AVBETAより l呼ばれる。
ガン 7 関数のf.f野を行なう。
BTSPより呼ばれる。
r線のチェックを行ない,変換係数のないものは取り除き,
又, r線ライブラリー作成の場合はX線を取り除く。
FNS 1, ENS 2より呼ばれる。
BCHG 励起状態と基底状態を持つ核種の分岐比の計算を行ない,核
データ・ライブラリーの作戒を行なう。
PROC 9より呼ばれる。
ENSG IjDDLライブラリ より r線ライブラリーを作成するコン
トロール・ルーチン。各変数の番地付を行なう。 r線ライブ
ラリーを作成する。
PROC 9より呼ばれる。
ENS 2 核種毎iζr線のエ才、)!-ギーと強度をファイルiζ書き込む。
ENSGより呼ばれる。
10 PR OC 11 I ENDF /B データ・ファイルの核分裂収率処理モジューノレ
のコントロールを行なう。
CONTより呼ばれる。
ENDF I ENDF/Bデータ・ファイルの独立骸分裂収率を読み込み
ファイルlζ書き込む。
PROC 11より呼ばれる。
-71一
JAERI-M 86-121
=^'J =.- Jl/#-^ -tf-7*/t>-^y:g F*3 i ?
11 PROC 12
ENDS
E N D F / B f - J - 7 r ' ( ^ © S l i t f - ?4Qffl* •>" ^ - ^ ® 3 y f. B-^^-f-f4--7„
CONT <fct>»¥li'ft-5o E N D F / B f -* • 7 r A >i-CDiJFimf~ 9 &3cJ>x±&7 7
PROC 12«t<3B?(i*n5o 12 PROC 13
CUMC
CUMY
CONT J:f?o?(i*n.5o S f - ? • 7 -C 7'5 'J - , &\L%'j}§}W 7 7 -f 'isZhcbi*:
- I t »#&£?„ PROC 13 J; »9i^(i*n-So
CUMC iDoWft-So 13 PROC 14
CREAT
DELET
CR 01
$ T - ? • 7 4 7" 7 'J -©Mff* v'* - * 0 3 y h P - J V 4
<f4'7o CONT JcO^lfn-So i f - ^ ' f O ' y ' J - E N D F / B f - ? « - W I L f c 7 7 4 ^ * S : * i A ^ , &-f*-? • 7 -f 7 7 ij - © g f ? , Xfiftr
PROC 14 J; ID of ( fnSo mizitzWimommMVT-* twrnirz,*
CREAT <fcfD!>¥t£ft§0
CREAT XiomitlZo
- 7 2 -
]AERI-M 86-121
モジュール番号 lサブルーチン名 内 平手
11 PROC 12 I ENDF /Bデータ・ファイノレの崩墳データ処開モジュー Fレ
のコントローノレを行なう。
CONTより呼ばれる。
ENDS I ENDF/ Bデータ・ファイノレの崩壊データをl託み込みファ
イノレlζ書き込む。
PROC 12より呼ばれる。
12 PROC 13 累積核分裂収率計算モジュー Jレのコントロ ノレを行な斗。
CONTより呼ばれる。
CUMC 核データ・ライブラリー,独立核分裂収率 7ァイノレを読み込
み,計算した累積核分裂収率を新しい核データ・ライブラリ
ーに書き込む。
PROC 13より呼ばれる。
CUMY 累積核分裂収率の計算を行なう。
C UMCより呼ばれる。
13 PROC 14 核データ・ライブラリーの更新モジュー jレのコントロー jレを
行なう。
CONTより呼ばれる。
CREAT 抜データ・ライブラリー. ENDF/Bデータを処即したフ
ァイノレを読み込み,核データ・ライブラリーの更新,又は作
成を行なう。
P R OC 14より呼ばれる。
DELET 指定した核種の親核種のデータを削除する。
CREAT より呼ばれる。
CR 01 娘核種の崩壊データに,崩壊形式,分岐比.親のエネルギー
状態等のデータを書き込む。
CREATより呼ばれる。
。,“巧,
JAERJ-M 86-121
3. 5. 2 Pfig-f"-? • x i)T
ifra- KORTrgx-? • x ' )Tf f l^ :^$ | i , &Me.*i/=. -Jb<U S © J £ K =fc O S ^ S t i S o tfrS^-fftt?-*-^ - ^ ©ft A - » ^ t - t e E 1 i ^ J * £ /* ' ; , ^ - - ^ ' - © ^ g i a t L ' T M A l N ^ -f-vffl Blank COMMON X £ DATAX'^O LX © M ^ ^ T l t l ^ f r t t / U i ' J : ^ o
(1) R f - * • y -i y'y <) -ftbjc* •>' - ;i> tifigM • «ffl&it©tj§&
LX =NMAX * ( 3 • NPAR+ 8 ) +KSC* ( NGS •NEUT + 1 ) + NCW + NEUT
%#gj£5&t)©*I£ 7 '• +KSC • ( NGS + 1 ) LX = NMAX * ( 3 * NPAR +2 * NFIS
+ NCW+NFIS
mmmm
+ t t Ffx'JDiriMW© x * ;u +•-if3!&
7 -f 7*7 ij — P y y h wordift
(BL, NMAX NPAR NFI S KSC NGS NEUT NCW
(2) ftf-? • 7-f 7"7 'j
s a w • mn®m<Di%& LX = ( NMAX + NADD) * ( 3 * NPAR+ 8 ) + ( K S C + I S C ) »
( NGS »NEUT + 1 ) + NCW + NEUT «#S±fiJc#9©ita_
NADD) * ( 3 *NPAR+ 2 *NFIS + 7 ) I S C ) * ( N G S + 1 ) + NCW + NEUT 7-f 7*7 U- (C^*nS^f f lS f
iiSa^ffl-eo*eT-ixi£;»riii»* '3fea& •+TttT-SlE»TlS»©x * ;!•**-
•+i t t7-JxWr[5»©ai ia 7 -f 7*7 'J - P ^ y I- word I
LX = ( NMAX + (KSC
L0.L NMAX NADD NPAR NFI S KS C I S C NGS NEUT NCW
- 73 -
]AERJ -M 86 -121
3. 5. 2 所要データ・エリア
本コードの所要データ・エリアの大きさは,各機能モジュー jレfiiIC以トーの式により表わされるo
rii算を行なうモジューノレの長大量が必要な記憶脊量となり,ユ ザーの必要lζ応じて MAIN Iレ
ーチンの Blank COMMON X と DATA文li1の LXの値を変えて計算を行なえばよい。
(1) 骸デ タ・ライブラリー作成モジューパJ
構造材・燃料妓種の場合
LX = NMAX事(3事 NPAR+8)+KSC車(NGS事 NEUT + 1 )
+ NCW+NEUT
核分裂生成物の場合
LX =NMAX事(3事NPAR+2車 NFIS.. 、 +KSC*(NGS+l)
+NCW+NFIS
/.tJ.し NMAX 作成骸種数
NPAR 各核種lζ対して許される料核種の最大数
N FI S 核分裂収率の種類数
KSC 中性子反応断liri積を持つ核種数
NGS 中性子反応断l面積のエネルギ一群数
N EUT 中性子反応断I面積の種類数
NCW ライブラリーコメント word数
(2) 核データ・ライブラリー修正モジューノレ
構造材・燃料骸種の場合
LX = ( NMAX + NADD)取(3事NPAR+ 8 ) + ( KSC + 1 SC )事
( NGS事 NEUT+I)+NCW+NEUT
核分裂生成物の場合
LX = ( NMAX + N ADD )市(3事 NPAR+2車 NFIS+7)
+ (KSC + 1 SC )・ (NGS+l)+NCW+NEUT
但lし, NMAX ライブラリーに含まれる妓極数
NADD 追加核種数
NP AR 各核種に対して許される親核種の最大数
NFIS 核分裂収率の種類数
KS C ライブラリーlζ含まれる中性子反応断面積を持つ核種
1 S C 追加核種で・の中性子反応断l酎積を持つ核種数
NGS 中性子反応断面積のエネノレギ一群数
NEUT 中性子反応断面積の種類数
NC W ライブラリーコメント word数
qa ヴ,
JAERI-M 86- 121
(3) 7-f 7*7 ')-&?]^V*-*
LX =NMAX * ( 3 * NPAR + 8 ) + KSC * ( NGS * NE + NCW + NEU1
LX =NMAX » ( 3 • NPAR + 2 * N F I S + 7 ) + K S C * ( N G S M ) + NCW + NFIS
NMAX ® m a NPAR m®M<Dm*m NFI S ®ftum®wm% KSC # t t ? £ l S » r i f f l t £ 8 o M i i S c NGS *tt?Sffi»fffi»fflx % /u+'-gflfc NEUT *tt^RJE»f[fi»©fflSIR NCW 7 4 7*7 U -=> ^ y h word
(4) Bateman &iz<t&iif&• mmmimtmmmsm^•>'--^
LX =NMAX* ( 5 » NPAR+ 2 * NEUT+17 ) + I TB * ( KSONEUT+11) + 7 ' I T + N G S + N E U T + NCHA • ( 4 *LCHA+ 3 ) +2»LCHA+KSC « ( NGS » NEUT+1 ) +NCW
%ftgSi£filcfe)g>ii&
LX = NMAX * ( 5 * NPAR + 2 *NFIS + 18 ) + I T B * ( KSC + NFIS + 11 ) + 7 * I T * N G S + 2 » N F I S + NCHA* ( 4*LCHA+3 ) + 2 * LCHA + K S C » ( NGS + 1 ) +NCW
NMAX • 4* m & NPAR mmmomxm. NFI S m^mumommm KSC * t t ? R J S S T ® « £ f t ' o $ a $ : NGS *tt^JSfESfrffi»©x^ >\,X-wm. NEUT *tt^Sfis»fffi«oa«s NCW 7 * 7' 7 ') - => * v h word ifc I TB , .*f • #£fJ®ES ®9 U x f , 7 l I T tB#3M « f , y t LCHA mmi&m%m<o&2 NCHA &®miz*itzmwimwM<D&±&
- 74 -
JAER1 -M 86 -121
(3) ライブラリー出力モジューノレ
構造材・燃料核種の場合
LX = NMAX・(3・NPAR+8)+ KSC • (NGS事 NE
+NCW+NEUτ
核分裂生成物の場合
LX = NMAX • ( 3・NPAR+2・NF1 S + 7 ) + KSC • ( NGSト 1)
+ NCW+NFIS
但し NMAX 核 種 数
NPAR 親核種の最大数
NFI S 核分裂収平の種類訟
KSC 中性子反応断面積を持つ骸種数
NGS ・ 中性子反応断面積のエネルギ一群数
NEUT 中性子反応断面積の種類数
NCW ライブラリーコメン卜 word
(4) Bateman法による生成・崩濠量計算と崩壊熱計算モジュール
構造材・核燃料核種の場合
LX =NMAX・(5事 NPAR + 2 * NEUT+ 17 ) + 1 TB・(KSC'NEUT+ll)
+ 7・IT+NGS+NEUT+NCHA・(4.LCHA+3)+2皐 LCHA+KSC
• C NGS事 NE UT + 1 ) + N C W
核分裂生成物の場合
LX=NMAX~C5.NPAR+2 ・ NFIS+18)+ITB'C KSC+NFIS+l1)
十?喝 IT亀NGS+2‘NFIS+NCHA亀("‘LCH九 +3 )
+2・LCHA+KSC・CNGS +1) +NCW
但し NMAX 核 種 数
NPA R 親核種の最大数
NFIS 核分裂収率の種類数
KSC 中性子反応断面積を持つ骸種数
NGS 中性子反応断面積のエネノレギ一群数
NEUT 中性子反応断司積の種類数
NCW ライブラリーコメン卜 word数
ITB a ‘司す・冷却履歴のタイムステップ数
1 T 出力タイムステップ数
LCHA 線型崩壊系列の長さ
NCHA 各核種IL対する線型崩壊系列の最大数
74 -
JAERI-M 86-121
(5) • m*'*? i- i^m* v * - * LX = 3 * ( N F P + IFG + NMAX+NCON) + 2* ( MGR + NGN+NR+NSIM)
+ 6*NGR+NG+MCH+NGN+NCOM*(9 + NGM ) + 5* NDATA NFP I FG NMAX MGR NGR NG NCOM NR NS I NDATA NCON
fiu NFP : mm^mwc
r IS * ^ ? h ^ © -/• + y * ^ifc &<&Mimt6 r U<omXWi ri0y 4 ~f=7 'J - f f l ^ r i S S ; SUf t ^ y 7' h v x -N ? h * c f +. y * ^gr JSmt" 3 y r h yx-N? h 'Kofi
mh&imftwm r- ? ,&©» ( I O P 3 = 2 © £ § ) = NCOM I O P 6 = l © £ £ = 1 IOP7 = 1 ttzltlOP 8 = 1 © £ £ = 0 IOP6 = IOP 8 = 0 © ± #
NGN : = 0 IOP 6 = IOP 8 = 0 © £ # -NMAX IOP7= I f AclilOP 8 = 1 © i # = Max {NG*NCON, NMAX ] 1 IOP 4 = 1 © £ #
MCH : = 0 IOP 4 = 0 © £ # = 2 0 * F W H M / S L O P E + 1.0 I O P 4 = l © £ £
NGM : Max { NG, NCMAX } NCMAX : m&it? y-ft y x ^ ? h^^itw-rs^o^i— t.°-7©rHx
"5? h ^ © ^ + y * ^ f f l f t ^ ; ^ ( < 1000 ) &ft§l%.tit.y)%i§<o&T- 9 • y -i 7"7 'J - © H f f ^ a - t - y ' ^ - A -
LX =NMAX * I 3*NPAR + 2 *NFIS + 7 ) + K S C * ( N G S + l ) + NCW+ NFIS
fSU NMAX NPAR NFIS KSC NGS NCW
® a is ffl^S©«^S;
*tt7-srcWffi«©^ * +"-7^7*7 ij - 3 ^ v h word I
- 75 -
JAERl-M 86 -121
(5) 線スベクト 1レ計算モジューノレ
LX = 3事(NFP十 IFG+NMAX十NCON)+2噸 (MGR+NGN+NR+NSIM)
+6 * NGR +NG +MCH+ NGN+ NCOM * (9+NG M ) +5 * NDATA
但し NFP 取扱L、t車種数
1 F G r線ライブラリ iζ含まれる核種数
NMAX r線スベクトノレのチャンヰ Jレ数
MGR 各核種lζ対する r線の最大数
NGR r線ライブラリーの全 T線数
NG 規格化コンブトンスベクトルのチャンネル数
NCOM 規格化コンブトンスベクトルの数
NR r線スベクトノレを縮約する領域の数
NS 1 r線スペク卜 Jレを計算するステップ数
NDATA 検出効率内挿mデータ点の数 (IOP3=2のとき)
NCON =NCOM IOP6=1のとき
NGN
MCH
NGM
NCMAX
= 1 IOP 7= 1または IOP8 = 1のとき
=0 IOP6=IOP8=0のとき
=0 IOP6=IOP8=0のとき
=NMAX IOP7=1または IOP8 = 1のとき
= Max {NG事 NCON. NMAX}I IOP4=1のとき
=0IOP4=0のとき
= 2. 0事 FWHM/SLOPE+l.O IOP4=1 のとき
Max {NG. NCMAX }
規権化コンブトンスベクトルを計算する際の単ーピークの r線ス
ベクトノレのチャンネノレの最大数(壬 1000)
(6) 核分裂生成物舷種の骸データ・ライフラリーの図形処理モジューノレ
LX = NMAX事 l3・NPAR十 2事 NFIS+ 7 ) +KSC事 (NGS+l)
+NCW+ NFIS
但し NMAX 防種数
NPAR 矧核種の最大数
N FI S 核分裂収率の種類数
KSC ライブラリーに含まれる中性子反応断面積を持つ核種数
NGS 中性子反応断屈積のエネノレギ一群数
NCW ライブラリーコメン卜 word数
一75-
JAERI-M 86-121
(7) F P G S - 2 f f l 7 4 7" 7 ') -<&%&*?*-*
LX =NMAX*(5NPAR+11) + KSC•(NGS *NEUT + 1 ) + NCW + NEUT
t£#gJ£5£fe|g>J#£
LX = NMAX*(5*NPAR + 2* N F I S + 10 )+KSC * ( NGS + 1 ) + NCW + NFIS
r f | 7 - f 7-7 ')
LX = 4 * IFG + 2 * MCR
fIL, NMAX : & M %. NPA R : gl&ffl©ft*tfc KSC : ^&^K$M®m$:ft-o®m& NGS : + 1 4 ^ S l £ ; » f S f f i © ^ * " ' * ' - p a NEU : * t t ^ R i S » f f f i « © « S » NCW : 7-f 7'7 U -=>;< y h wordgf
IFG : rifgy'f 7 5 • J - f c # * n . 5 & 8 & MGR : S&ffllcfcf^Sr $©§;*;&
(8) r i H ^ ^ J - , a y / h y . x ' « i ' h ' i " 7 ^ 7 l J - f f l f - J ^ f f S - t ^ : c 8 7 - ( 7*7 'J - f f l i#£
LX = 2 * ( I F G +MGR )
fflL, IFG : r£§S;M 7 ' 7 ' J - l< : iKg$nfc^ :^«S ; MGR : &%mK%it%r®kvmk®
^ yy° h y - 7.^9 h • 7 --f 7' 7 'J - © * § &
LX = NC * ( 1 + NG )
fiL, NC : fflfa\t? V7°h v • x ^ 7 h;u©g[
(9) J D D L 7 ^ ' 7 l ) - l i - E ^ i - / i '
LX = NMAX * ( 3 » N P A R + 8 ) + K S C * ( NGS * NEUT+1) + NCW +-NEUT* ( 1 + NCS * KKK)+7« NMAXN + NTMAX + ICOM* 18 + NRMAX*3+NMAX 1 * ( 9 + 3» NCMX) + KKK
- 76 -
JAERI -M 86 -121
(7) FPGS-2用ライブラリーの変換モジュール
構造材・燃料核種の場合
LX =NMAX*( 5NPAR+Il)+KSC ・(NGS柑 NEUT+I)
+ NCW + NEUT
骸分裂生成物の場合
LX =NMAX'(5・NPAR+2ホ NF1 S + 10 ) + KSC * ( NGS + 1 )
+NCW+NFIS
r線ライブラリーの場合
LX=4*IFG+2 車 MCR
但し, NMAX 核種数
NPA R 親核種の最大数
KSC 中性子反応断面積を待つ核樟数
NGS 中性子反応断面積のエネルギ一群数
NEU 中性子反応断面積の種類数
NCW ライブラリーコメント word数
1 FG r線ライブラリーに含まれる核種数
MGR 各骸種iζ対する r線の最大数
(8) r線ライプラリー,コンプトン・スベクト Jレ・ライブラリーのデータ変換モジュ ル
r線ライブラリーの場合
LX = 2・(IFG+MGR )
但し IFG
MGR
r線ライプラリーに収録された全核種数
各核種lζ対する r線の最大数
コンプトン・スペクトル・ライブラリーの場合
LX = NC車(1 + NG)
但し NC 規格化コンプトン・スベクト Jレの数
NG 規格化コンプトン・スペクトルのチャンネ Jレ数
(9) J DDLライブラリー処理モジューノレ
LX =NMAX'(3・NPAR+8)+KSC'(NGS'NEUT+l)
+ NCW←NEUT* (I+NCS' KKK )+7・NMAXN
+ NTMAX+ICOM・18+NRMAX・3+NMAX 1・(9+3・NCMX)
+ KKK
-76一
JAERI-M 86- 121
?"i§7-f 7" 7 'J - © i # &
LX =NMAXN* 7 + NTMAX + NMAX 1* 2 + NRMAX • 2
f lL , NMAX NPAR NFIS KSC NGS NEUT NCW NMAXN NTMAX NRMAX NMAX 1 KKK ICOM
(10) E N D F / B T-9
7 4 7 7 ')-IC^ttli^mm
7 4 7-7 'j -ic^itii^»E-jixiL-miism^^-omf
+tt-?SllS»Tifii»fflx * ^*"-gftSc
7 -f 7*7 'J - ^ / y h wordSfc 7 7 J - H 7-7 u - f c ^ s n s s a ^ 7x51 - 7 4 7*7 'J -©35 3 1 / 3 - K©HrX word £ 7 X J - 7 - I 7" 7 'J -fflr&t©ft;*;j!&
f^fift-t" • 5 7 - f 7 7 l J - 3 ^ y h © * - M
LX = 2 * NFIS * ( NMAX+1 )
'ML. NFIS : &7}fM¥ffla«8Sc ( = 10 ) NMAX : 4 a i l ^ a © f t 7 v ^ ( = 1300 )
(11) E N D F / B -f- J' • 7 7 4 n>0J3g i i - r - ?4O.g -*s^ -^
LX = 6 * MAX
fflL, MAX : « * ? & « & ( = 20 )
LX = N M A X * ( 7 + 3*NPAR + 2*NFIS ) + NCW+KSC *( 1 + NGS ) + NFIS + ICOM * 18 + 2* I C N T * ( 1 + MMAX ) + 30* NPAR + 120
f lU NMAX NPAR NFIS NCW KSC NGS ICOM ICNT
7-f 7"7 U - f C # 2 f t £ W i 8
7 -f 7" 7 'J - 3 ^ y Y word tie 7 4 7*7 U - i c # 4 nS+t t^SlEISTff ia^SFoS* *tt?SfE»fffiSlfflx*^4---pS(c
ftfig-T 5 7 4 7*7 'J - O ^ y h . A - KftSJc
- 77 -
]AERI -M 86-121
r線ライブラリーの場合
LX =NMAXN・7+ NTMAX + NMAX 1噂 2+NRMAX.2
但し, NMAX ライブラリーに含まれる核種数
NPAR 各核種lこ対して許される親核種の最大数
NFIS 核分裂収率の種類数
KSC ライブラリ iζ含まれる中性子反応断面積を持つ核種数
NGS 中性子反応断l面積のエネノレギ一群数
NEUT 中性子反応断l師債の権類数
NCW ライブラリーコメント word数
NMAXN 7 スターライブラリ に含まれる核種数
NTMAX マスターライブラリーの第 3レコードの最大 word数
NRMAX マスタ ライブラリーの r線の最大数
NMAX 1 作成する咳種の数
KKK 作成する中性子反応断IIlI積を持つ咳種の数
ICOM 作成するライブラリーコメントのカード枚数
仰 ENDF / B テ タ・ファイ Jレの崩境データ処哩モジューノレ
LX = 2市 NFIS.(NMAX+ 1)
(日し NF1 S 核分裂収率の種類数(= 10 )
NMAX 処理核種の最大数(= 1300 )
(111 E NDF / B データ・ファイルの崩壊データ処理モジュー Jレ
LX = 6・MAX
但し MAX 最大子核種数(= 20 )
(J2i 累積核分裂収率計算モシューノレ
LX=NMAX噂 (7+3・NPAR+2噂 NFIS)+NCW+KSC事(I+NGS)
+ NFIS + ICOM噂 18+2事 lCNT噂(1 + M M A X ) + 30噂 NPAR
+ 120
{旦し NMAX
NPAR
N Fl S
NCW
KSC
NGS
1 COM
I CNT
ライブラリーに含まれる核種数
各核種に対して許される親核種の最大数
核分裂収率の種類数
ライブラリーコメント word数
ライブラリーに含まれる中性子反応断面積を持つ核種数
中性子反応断面積のエネルギ一群数
作成するライブラリーのコメント・カード枚数
独立核分裂収率ファイノレの核分裂収率の種類数
-77ー
JAERI-M 86-121
MMAX : 344^5>^iK*7 r 4 * o S M i S
I f - ^ • H 7 ' 7 ' J -fflggf * i ? a - ; k ( £ N D F / B x - ? £ © S L £ 7 7 -f "•- i ©
« i i W • « « * ! © * § &
LX =NMAX* ( 9+4*NPAR )+NCW + KSC + NGS * NEUT * (KSC + 1 ) + I C O M * 18 +NEUT + 10 + NGS +3*NUPD
LX = N M A X * ( 9 + 4«NPAR )+NCW + KSC + NGS * ( KSC + 2 ) + ICOM* 18 + NFIS + 10 + 3*NPUD
ffi.U NMAX NPAR NFIS NCW KSC NGS ICOM NEUT NUPD
y 4 7'y ') -^ / y h word Sit
*tt?£jES?ffii*£ft-3&«gt
{ W t S 7 4 7"7 U - © 3 y y h . * - K
* t t^KJ£»Tff l«©«8i»
- 78 -
JAER1 -M 86 -121
MMAX 独立骸分裂収率ファイ Jレの辰大核種数
日3) 骸データ・ライブラリーの更新モジ.?--JレCENDF/sデータを処煙したファイルとの
結合)
構造材・燃料核種の場合
LX =NMAX'C9+4・NP A R ) + N CW + K S C
+NGS息 NEUTホ CKSC+l)+ICOM' 18+NEUT+ 10
+NGS+3・NUPD
骸分裂生成物の場合
LX =NMAX'C9+4事 NPAR)+NCW+KSC + NGS • C KSC + 2 )
+ ICOM・18+ N F 1 S + 10 + 3事 NPUD
但し, NMAX 作成する骸種数
NPAR 各核種Ie:対して許される親骸種の最大数
NFIS 核分裂収率の種類数
NCW ライプラリーコメン卜 word数
KSC 中性子反応断面積を待つ骸種数
NGS 中性子反応断面積のエネ Jレギ一群数
1 COM 作成するライブラリーのコメント・カード枚数
NEUT 中性子反応、断面積の種類数
NUPD 核種名を変更する数
-78
JAERJ - M 8 6 - 121
3. 5. 3 r - 9 • 7 7 A '^(DlH'S-tBS.
* 3 - K f f i f f i t S f - * - 7 TA >\s<D\Hr&t F O R M A T OWR&'fitS. i , S M I S ' I * i 5 -
TT: LT<6 5f f l (±A7Jx"- ? T-K-^JAtr fe©T"<fi 5o
(1) t £ f - ? • 7 -f 7 7 'J - f t b j c * i>' - >v
Logical Number Descript ion
L U T 2 i f - ? « 7 ' f y 7 y - W i t 5 i - 7 l -
10 „ ^ * i A * n / - ; A 7 3 f - ' - ^ ^ | f ^ _ « i - y h
(2) S t ' - ? • 7 -f 7 ' 7 'J - « i H , igJD* * ^ - ; u
Logica l Number Descript ion
L U T 1 S f - ? - 7 - ( 7 ' 7 ' ) - A i j i - 7 h
L U T 2 l E J f t f c M f - ? • J O ' ^ J - ^ M t S i - ^ b
10 S c ^ ^ t n / c A / J x - ^ ^ l , ^ ? , ^ - ^ h
(3) S t - ? • 7 -f 7 7 'J - © H ' J J * ^ =• - ^
Logical Number Description
L U T 1 g f - ? . 7 ' ( 7 ' 7 ' ) - A ^ i - 7 h
I P U N # - K • 4 -V(F>1&T-9 • 7 -f 7" 7 ij - Oitt'jf) 3-~-, h
10 a * i A t n ^ A ^ j 7 - ' - 5 ' ^ | f X . 5 i - - y h
(4) Bateman ? £ i c j ; 5 i b j c • 8 | l i l : © a f » i f f l l i a t t » : * ^ - - ^
Logica l Number Descript ion
LUT 1 S t - ? • 7 A 7*7 i) -Ki)3-=--j f-
10 a ^ J t l / : A / ] f - ^ i l f i ! x . 5 i - 7 h
IDISK g-fg;, jg^g[tfi^^--y t-
1013 ffimmmj)^--v i- ( m a m m m )
19 £bjc, i $ « s t f l i © / = & © & 7 ^ 7*7 9-•t4±iI©A737••'- :$'
98 M « ' ( f © 7 j S ? $ n ^ | g S | g i i ^ ' I ; * i t x . « ^ - - y f-
99 t%im<D^m^nt-M^.mmknin^-i^-y \-(5! r IS x ^ 7 h ^,!tW* i> - iv
Logical Number Description
IU 3 7^7.^9 h II" 7-f 7*7 'J -Kti^--~J f-
IU 4 jt ife^t^ >"7°b y • X ^ ! ? h ^ A ^ J ^ - ' y h
IU 8 »7}$f t f c§ J Ja ! fc i i i / f J^ - -y h
IU 1 2 ffliSSJ:A73^-y h
10 s g * ' A t n f c A 7 3 x - ? < & ' r r ^ ' 5 ^ - - - y h
18 r£|x^7 h^It*lc£-S!hi-4tii©A>fJx-^*lTX'5^-'y
h
- 79 -
]AERl -M 86 -121
3. 5. 3 データ・ファイ Jレの内容と形式
本コードで使用するデータ・ファイ Jレの内容と FORMATの説明を行なう。各機能別モジュ
ーノレlこ分けて, ロジカ Jレ・ユニ y トとその内寄を説明する。ロジカ Jレ・ユニ y ト番号が変数名で
示しであるのは入力データで読み込むものである。
(1) 核データ・ライブラリー作成モジュー/レ
Logical Number Description
LUT 2 核データ・ライブラリーを作成するユニッ卜
10 読み込まれた入力デ タを貯えるユニ y ト
(2) 核デ タ・ライブラリー修11二,追加モジューノレ
Logical Number Description
LUT 1 核テータ・ライフラリ 入力ユニッ卜
LUT 2 修正された核テ タ・ライブラリーを作成するユニッ卜
10 読み込まれた入力データを貯えるユニッ卜
13) 妓データ・ライブラリ のlIJ}Jモジュール
Logical Number Description
LUT 1 核ヂ タ・ライブラリー入力ユニ yト
1 PU N カ ド・イメ ジの核データ・ライブラリーの出力ユニット
10 読み込まれた入力データを貯えるユニソ卜
(4) Bateman法による生成・崩壊量の計算.と崩壊熱計算モジュー Jレ
Logical Number Description
LUT 1 核データ・ライブラリー人力ユニット
10 読み込まれた入力データを貯えるユニッ卜
IDISK 原子数,崩墳数出力ユニ y 卜
1 013 崩壊熱出力ユニット(図形処理用)
19 生成,崩壊量計算のための各ライブラリ に共通の入力データ
を貯えるユニッ卜
98 照射時の分解された線型崩壊系列を貯えるユニ y ト
99 冷却時の分解された線型崩壊系列を貯えるユニット
(5: r線スベクト Jレ計算モ γ ュ-)レ
Logical Number Description
1 U 3 r線スベクトノレ・ライフラリー入力ユニット
1 U 4 規格化コンプトン・スベクトル入力ユニット
1 U 8 積分された崩墳数出力ユニ y ト
IU 12 崩境数人力ユニット
10 読み込まれた入力デ タを貯えるユニァト
18 r線スベクトノレ計算lこ必要な共通の入力データを貯えるユニッ
ト
79 -
JAERI-M 86-121
(6) & 7 > § ! 4 l £ « £ » © & x - ? • 7-f 7'7 'l-tDmm&K*?*--"' Logical Number Description
LUT 1 S f - ? - 7 ^ 7 | ] - A ^ - 7 b 10 S E * i A f n f c A ^ x - ? ^ B f x . 5 i - v h
(7) F P G S - 2 3 - Kffl©Mx-^fcJ;O i '? 'IS7'f 7" 7 'J - © FPGS -3ff ig$- t y' =, - ii< Logical Number Description
LUT 1 Mfet&&r-9, r S x ^ n ^ ^ O ' ^ J - a A i P -•y h
LUT 2 a s f t t S f - 3 , r | | x ^ 7 Mi/- 7 i 7'7 u -©JU;J--X
in ec^ iA tn^A^x - ^ ^p f x . s i - - h (8) r $ 7 -i 7' 7 ') - , 3 y 7" h y • x -< 7 h 'i/ • 7 /f 7" 7 'J - © -f - ^ ^ Ji$ e •>' ^ - 'i-
Logical Number Description ING g f t t S r l ^ O ' ^ J - A - Z j ^ - ' ^ INC I J S t S ^ V7'> > • x ^ ? h ; p . 7 A 7'7 i; - A ^ J ^ - v 1-IOG gE$$ ft/; r S 7 -f 7'7 i) - t l ' ,7 j^ - ••; I-IOC g $ $ f t / ; J y7"h y • x ^ ? v >v • 7 A 7*7 'J —tH77 -— y
h 10 K ^ i M f t ^ A ; > 3 x - S ' £ S ? ; i l , j - - . y h
(9) JDDL7-T 7 ' 7 ' J - 4 a a * i > ' ^ - ^ Logical Number Description
LUTM ENSDF Master 7 -f 7~7 'J - K h ^ - - -J b L U T 1 &tlSim^M^iMs^T- •? • 7 4 7'7 U - A ^ J ^ - v b LUT 2 7 4 7'7 'J - f t B E ^ - v t-
10 m^&t tltzAll?-9 *STZ-&*•-'; b 51 & a g i c f t i £ £ f t j t & x - * £ B ? ; t . 5 i - ' ; , b 50 ^<SJtOltlC(Cffiff l1-5rfgOU'<-'l '^l?^.5^-'y b 52 r g o i * ; ^ ' - S K ^ X - S ^ - - ? b
a09 E N D F / B x - ? • 7 r 4 ^ © ^ S i K ^ S • Logical Number Description
L U T 1 ^m-u&tm9imMMy r A M*J#--••-•* b 10 M*i*£ ft/;A^/x'-5'*lf^5i--v h
NCC (1) ENDF/B Ai] *•-••; b
(11) E N D F / B f ' - 5 " 7 7 'I * f f l f f l l f - 5 ' t t ; e y 3 - * Logical Number Desiption
L U T 1 ffr&-rsjjjJSx-? • 7 TAjuta'-ti^.-., h
- 80 -
]AERI -M 86ー121
(6) 核分裂生成物核種の核データ・ライブラリーの図形表示モジューノレ
Logical Number Description
LUT 1 核データ・ライブラリ 入力ユニット
10 読み込まれた入力データを貯えるユニ y ト
(7) FPGS-2コード用の絞データおよびr線ライブラリーの FPGS-3m変換モジュー Jレ
Logical Number Description
LUT 1 変換する核データ,r線スベクト Jレ・ライブラリーの入力ユニ
ット
LUT 2 変換された核デーコ ,r線スベクト Jレ・ライブラリーのill) Jユ
ニット
l日 読み込まれた入力データを貯えるユニ叶卜
(8) r線ライブ C,リー,コンプトン・スベクト Jレ・ライブラリーのデータ変換モジュ→ '0
Logical Number Description
lNG 変換する r線ライブラリー入力ユニッ卜
INC 変換するコンブトン・スベクトノレ・ライブラリー人力ユニット
IOG 変換された r線ライブラリー出力ユニッ卜
IOC 変換されたコンブトン・スベク卜 Jレ・ライブラリー出力ユニッ
卜
10 読み込まれた入力データを貯えるユニ y 卜
(9) J DDLライブラリー処理モジュール
Logical Number Description
L UTM ENSDF Masterライブラリー入力ユニット
LUTI 断面積を読み込む核データ・ライブラリー入力ユニット
LUT2 ライブラリ 作成ユニ y ト
10 読み込まれた入力データを貯えるユニッ卜
51 絞種毎!C作成された骸データを貯えるユニット
50 分岐比の計算に使用する r線のレベノレを貯えるユニット
52 r線のエ早 Jレギ ,強度を貯えるユニ y ト
。0) ENDF / B データ・ファイ Jレの核分裂収率処理
Logical Number Description
L UT 1 作成する独立核分裂収率ファイル出力ユニット
10 読み込まれた入力データを貯えるユニッ卜
NCC(1) ENDF/B 入力ユニット
(]]) ENDF / B データ・ファイノレの崩墳データ処理モジューJレ
Logical Number Desiption
LUT 1 作成する崩境データ・ファイル出力ユニッ卜
-80-
JAERI-M 86- 121
LUT 2 Update $ tl&mMf-2 • 7 r-f ^AJj^-y \-
LUTN ENDF/B A f l a - , h
10 s c * i A t n f c A f t f - ? ^ 8 r x . 5 i - 7 h
aa 'Mmmftsn&m-m* •>" -^ Logical Number Description
LUT 1 fSI^ f tSfgr" -? • 7-f 7*7 iJ -\jj3.-.y h
LUT 2 i!ktmmw.-^y 7 < i^K))^-- -J v LUTN itf&tZ>&-r-9 • 7 4 7*7 'J - J f e / j i - -y t-
10 S c ^ ^ S n / c A ^ r - ^ ^ f r i - S ^ - y h
(13) i f - ? • 7 -( 7*7 'J - f f l g i t - ^ . - * ( ENDF/B - f -?£$l f !Lfc7 7< *tffl
Logical Number Description
LUT 1 f f i F . S n S S x - ? • 7-f 7" 7 'J -A/JJ---V h
LUTD i i f - J ' 7 7 ' f ' i ' A ^ - 7 l '
L UTC ttftfjifit 7 r 4 JI>A7J-3- - y (•
10 S^iAtft/ :A^T-?£!]•?;L "£.•=••-y h
LUTN M t 5 K f - ? • 7 4 7*7 iJ- • ?--.-j Y
- 8 1 -
]AERl-M 86ー 121
L UT 2 Updateされる崩壊データ・ファイル人 }Jユニッ卜
LUTN ENDF / B 入力ユニッ卜
10 読み込まれた入力デ タを貯えるユニッ卜
(]21 累積核分裂収率計算モジューノレ
Logical Number Description
LUT 1 修正される核データ・ライフラリー入力ユニ yト
LUT 2 独立核分裂収率ファイル入力ユニント
LUTN 作成する核デ タ・ライブラリ LH tJユニット
10 読みJ入まれた人}Jデータを貯えるユニソ卜
1131 核データ・ライブラリーの更新モシューノレ(ENDF / B テータを処堕したファイルとの
結合)
Logi cal N umber Descript i on
LUT 1 修正される伎テータ・ライブラリー入力ユニット
LUTD 樹峻データ・ファイノレ入力ユニ y卜
LUTC 断/flj績ファイノレ入力ユニット
10 読み込まれた入力データを貯えるユニッ卜
50 核極:毎IC作成された核データを貯えるユニット
LUTN 作成する核データ・ライフラリー・ユニット
-81
JAERI -M 86- 121
fcicnts.-r-t • 7 7 4 ^©FORMAT tl*l®&7fit°
( mftm.f&yQVi&f- 9 • =7 4 7'7 <) - © FORMAT )
1/3 - K m & 1 NMAX, NPAR, N F I S , NGS, NEUT, KSC, IN 2 (COM(I), 1 = 1 , I M ) , (NFTYP(I) , 1 = 1 , N F I S ) 3 ( NUCL(I), RAMDA(I), ISGCIII, NCH(I), Q(I), EB(I),
EG(I), 1 = 1 , NMAX ) 4 ( ( NTYP ( I , J ) , NBIC ( I , J ) , PBIC ( I , J ) , 1 = 1 ,
NPAR ) , J = 1 , NMAX ) 5 * ( ( GYL 1 ( 1 , J ) , 1 = 1, N F I S ) , J = 1 , NMAX ) 6 ( ( GYLD( I , J ) , I = 1 , NFIS ) , J = 1 , NMAX )
* 1/3 - K 5 ( i / i <TfcJ;t,%
IW • mi&M&JiVMWmmcDlfcr- 9 • y-i 7? <) - © FORMAT )
1 / 3 - F £ » 1 NMAX, NPAR, N F I S , NGS, NEUT, KSC, IM 2 (COM(I) , 1 = 1 , I M ) , (NFTYP(I ) , 1 = 1, N E U T ) 3 (NUCL(I), RAMDA(I), ISGC(I), NCH(I), Q (I) , EB (I),
EGII), EA(I), 1 = 1 , NMAX ) 4 ( ( MTYP ( I , J ) , N B I C ( I , J ) , P B I C ( I , J ) , I = 1 ,
NPAR ), J = 1 . NMAX )
- 82 -
]AERI -M 86ー 121
次11:主なデータ・ファイルの FORMATと内容を示す。
(核分裂生成物の核データ・ライブラリーの FORMAT)
レコド 変 数
NMAX, NPAR, NFIS, NGS, NEUT, KSC, IN
2 (COM(I), [=1, [M), (NFTYP(I), 1=1, NF[S)
3 (NUCL(I), RAMDAm ISGCIII, NCHIII, QIII, EBIII,
EGIII, [= 1, NMAX)
4 ((NTYP(I, J), NBIC(I, J), PB[C(I,J), 1=1,
NPAR ), J = 1. N M AX )
5阜 ( (GYLI (1, J). [=1. NF[S). J=I, NMAX)
6 ( (G Y LD ( 1, J ), [ = 1, NF [S ), J = 1, NMAX)
車 レコード 5はなくてもよし、。
(被覆材・構造材および燃料核種の核データ・ライブラリーの FORMAT)
レコード 変 数
NMAX, NPAR. NFIS, NGS, NEUT, KSC, 1M
2 (COMIII, 1=1, [M), (NFTYP(I), 1=1, NEUT)
3 (NUCLiII, RAMDA(I), ISGC(II, NCHIIi, Q(I), EBIIi.
EGIII. EA(I1, 1=1. NMAX)
4 ( (…( [ • J ). N…J ). PB 1 C ( I , J ), 1 = 1|
NPAR).J=I. NMAX)
82
JAERI-M 86- 121
( mr-9 • 74 7"7 U - ( C ^ f f l ^ n T l ^ ^ l g [ « < t * O r t § )
mm z 1*9 s NMAX NPAR NFI S NGS NEUT KSC I M COM NFTYP
NUCL RAM AD ISGC NCH
Q EB EG EA MTYP NBIC PBIC GYL1 GYLD
^»^ iK*©as»>
*i*/f'fxfK©ass *t* j'/xit^ec-rifa^ 7 A 7"7 U - 3 * v h © w o r d l i(
7 -f 7 7 U - ^ > V h
&fi$itkbm7t 77 ' j - © i § $#giK¥©asg ffigtf;b"J;a'««8©i£ *tt-fSit;»fifi®ol
mmmwa i / s ec ) +1*.f-J!xrc;»TiSi»roW«R ( Q : M, l : S )
mWi<DQ{§. (MeV/ decay ) 0 ISDIii.^ ( MeV/decay ) r mm ^*S (MeV/ decay ) aiBJDHiJSt (MeV/decay )
^ K i t
mm%ft®wm
- 83 -
JAERI -M 86 -121
(核データ・ライブラリーに使用されている変数名とその内容)
変 数 名 内 旬廿、
NMAX 取扱い核種数
NPAR 各妓種lと対して許される親核種の最大数
NFI S 核分裂収率の種類数
NGS エネルギ一群数
NEUT 中性子反応の種類数
KSC 中性 f反応を起ζす核種数
1M ライブラリーコメントの word数
COM ライブラリーコメント
NFTYP 核分裂生成物ライブラリーのとき………核分裂収率の種類
構造材および燃料核種のとき………・・・・ー中性子反応断耐積の種類
NUCL 核種コード番号
RAMAD 崩填定数( l/sec)
1 SGC 中性子反応断面積の有無 (O:1l!¥, 1 有)
NCH 料核種数
Q 崩績のQ値(MeV / decay )
EB 戸線崩境熱(MeV / decay )
EG r線崩壊熱(MeV / decay )
EA d線崩壊熱(MeV / decay )
MTYP 続核種のエネノレギー状態
NBIC 崩境形式
PBIC 分 岐 比
GYL I 独立核分裂収率
GYLD 累積核分裂収率
83 -
JAERI-M 86- 121
(mmm.mti^-y H©FORMAT t&mstix^zm&tziDft®)
1 / 3 - K «. « 1 NMAX, I T , J I T , GRAM 2 (NUCL(N ) , N= 1 , NMAX ) ,
( ( T M I N ( K , N ) , N = l , 4 ) , K= 1, I T ) 3 * ( A ( N ) , N = l . NMAX), ( A(N), N = l , N M A X ) ,
BURN, FLUX, POWER, ( G X ( J ) , J = l , 10 )
. m - K ^ I T f f l ^ J g t o
8 a * F*J § NMAX KJSi^Sa I T &&«ffl£l£«£lt1i£ L -atrt-T'J X x -y 7"» J I T 4i£l««It3IE£?f tt o /dig)? S ^ GRAM tt ic^ffl L^uaasg^a ( g/cc) NUCL R l 3 - K#^ TMIN &&«©£f£*£IH£T5ll#£iJ A #<ta©^iaa AN # & « © © ? & BURN §st^xx-y-/£DJBJffiS( MWD/MTU ) FLUX g-lt»;xx'y7°©it'tti LS( n/cm2 «sec ) POWER g l t S x x v 7°fflJttb* ( w/cc ) GX * &!tg X x -y 7"©^»^lK*©fIS
- 84 -
jAERI -M 86 -121
(崩壊数出力ユニットの FORMATと使用されている変数とその内容〕
レコード 変 数
NMAX, IT, JIT, GRAM
2 (NUCL(N), N=l, NMAX),
((TMIN(K, N), N=l, 4), K=l, IT)
3 • (A(N), N=l, NMAX), (AIN), N=I, NMAX),
BURN, FLUX, POWER, (GX(J), J=I, 10)
レコードを 1T組繰返す。
変数 名 内 町壬勺うV
NMAX 取扱い核種数
1 T 各骸種の生成量を計算して出力す今ステップ数
J 1 T 生成崩壊計算を行なった順序番号
GRAM 計算に使用したU初期装荷量(g/cc )
NUCL 核種コード番号
TMIN 各核種の生成量を計算する時刻
A 各核種の崩境数
AN 各核種の原子数
BURN 各計算ステ yプの燃焼度(MWD/MTU )
FL UX 各計算ステップのEわ性子束(n/cm2・sec)
POWER 各計算ステ yプの比出力(w/cc)
GX • 各計算ステ yプの核分裂収率の割合
- 84一
JAERI-M 86-121
• GX (V = G X (2) = G X (3) = G X (4) = G X (5) = GX (6) = G X (7) = G X (8) = G X (9) = G X 00) =
2 3 5 u (omtpm-mftm 2 3 5 U © S i I * t t ? & # S 2 3 5 U ©HMeV^'HHPlc.fcS&ttg 2 3 8 u (DmiMtpm-mft® 2 3 8 U © l 4 M e V 4 M 4 ? l c j : 5 & # g 2 3 9 Pu © S i ^ t t i ^ t f g 2 3 9 Pn © « M * t t ? S : » S 2 4 1 Pu © l ^ t t ^ & t f S 2 3 3 U ©,« i f t tT -K^S 2 3 2 Thf f l rSa*# .T-K»S
(mmffim%mbJi3---, J-©FORMAT i f s e / B ^ n - c t ^ ^ i * © ^ ) l / 3 - K $t
2 * NOS L L l , L L 2 . L L 3 , ( I P ( I , J ) , 3 = 1, LL 2 ) ( K P ( I , J ) , J = 1 , LL 2 ) , ( J X ( J ) , J = 1 . L L 2 )
. is=>-F&Nosmm&to
[ I C U 3 - K 1 , is3-V2ZNMAXmWiMi-o
m ta s rt « NOS mmRftcom LL 1 ^sm^^ostw^a^ LL 2 ISS!S?iJfflg$ LL 3 &#g!iK*ti§5£ I P tfftJt© 1 &6£# KP # « J t © 2 &s££ JX f g ® ^ ? i j + © f e a w ¥ # ^
- 8 5 -
JAERI -M 86ー 121
調' G X (11 = 235 U の熱中性子核分裂
G X (2) = 235 U の高速中性子核分裂
G X (3) = 235 U の 14M巴V中性子による骸分裂
G X (4) = 238 U の高速中性子核分裂
G X (5) = 238 U の 14MeV中性子による核分裂
G X (6) 239 PUの熱中性子骸分裂
G X (7) = 2J9 PUの高速中性子核分裂
G X (8) 241 PUの熱中性子核分裂
G X (9) = 233 U の熱中性子核分裂
G X 00) = 232 Thの高速中性子核分裂
(線型崩壊系列出力ユニットの FORMATと使用されている変数とその内容)
レコード 変 数
NOS
2 • LLl, LL2, LL3, (IP(I,]), ]=1, LL2)
(KP(I, J), J=I, LL2), CJXCJ), J=I, LL2)
事 レコードを NOS組繰返す。
更にレコード 1,レコード 2を NMAX組繰返す。
変数名 内 円廿ヤ
NOS 線型系列の数
L L 1 線型系列中の計算骸種数
L L 2 線型系列の長さ
L L 3 核分裂収率指定
1 P 分岐比の l次成分
KP 分岐比の 2次成分
J X 線型系列中の核種順序番号
-85-
JAERI - M 86-121
( r ® * ' - ' ? h ^ « 7 -f 7 '7 U - O FORMAT i ^ W P ^ g )
u n — K £ Si 1 I F G , NGR , MGR
2 ( N U C ( N ) , N = l , I F G ) , ( M M ( N ) , N = l . I F G )
3* ( E N I D , A B N ( I ) , 1 = 1. MM)
• \,o- K3 i I ¥G%m.&to ( M M ( N ) / O O i J )
£ & g | ft n I FG 7'm.y -f 7" 7 'J -tc\&®£tit:.±®m&. NGR r'fay -f 7'5 'J - ® £ r l § g ! MGR SSaic?.-t-T4 r lgcoft^&
NUC , & S zJ-KS*f MM ^sa^sctb^n* rig©a EN r jg®x 7 - ^ + ' - (MeV)
ABN j r IS©&g ( P h o t o n s / decay )
(Kte-f t^ y 7' h y • 7,-x? h ..i/© FORMAT i-E-OP^g)
u z? - K £ » 1 2
N C , NG
( E G ( N ) , ( C O M ( L , N ) . L = 1 . NG ). N = 1 . NC )
£ & a ft § NC l l f c t ta > - 7 > y ^ n /i/OlJj NG tS&-ft=> >7' 1- > • X ^ ? h Jl/©f- + >7-^SJ; EG
r S f f l t - j i f * * ' - ( k e V ) - ? ©
COM S f S - f t " 7 ' l ' X ^ ' ; j h ;u
mfflmft£titzmm&thti^--v KD F O R M A T i t ^ § ) u ^ - K £ »
1 N F P . MMM
2 ( N A M ( N ) , N = 1, N F P )
3* ( F P C N ) . N = 1, N F P )
• 1 / 3 - K 3 S M M M i i l t .
^ a« f*3 §
NF P l i f t MMM rtl*~«? h * 5 ! t f t 5 ^ 7 v 7"St NAM M8=>- KS# F P »#IH}«#*ftfc9l«a
- 8 6 -
JAERI -M 86ー 121
(r線スベクトノレ・ライブラリーの FORMATとその内容)
レコード| 変 数
! FG. NGR. MGR
2 (NUC(NJ, N=l, !FGJ, (MM(NJ, N=l. !FGJ
3・ (E:-..II!I,ABNI!I. [=1. MMJ
・レコード 3を !FG組繰返す。 (MM(;-..!Jメ 0のとき)
変散名 内 ポ廿?
! F G T線ライブラリーに収録3れた全骸種数
;-"!G R T線ライブラリーの全 r線数
MGR 各陵種に対する T線の侵大数
NUC 懐樟コード番号
MM 当骸種から放出 dれる T線の数
EN r線のエネノレギー (MeVJ
AB;-"! r線の強度 (Photons / decay )
(規格化コン 7 トン・スベウ卜 2レの FORMATとその内容)
レコード 変 散
NC. NG
2 (EG(NJ, (COM(L. NJ, L=l. NGJ. !'J ~I , NCJ
変数包| 内 容
I NC 現熔化コンブトン・スベクト Jレの数
N刈G 規蜘絡化コンフプ3 卜ン.スベク卜ノルレのチヤンネ和μノルレ
EG 規絡!吃tコンフプ巳卜ン.スへク卜ノルレの計算lにζ用いた単一ヒ一ウの
r線のヒークエネノレギー(k e V J
COM l 規格化コンブ卜ン・スベクトル
(時間積分与れた崩境数出力ユニァ卜の FORMATとその内容)
レコード
2
3'
変
NF P. MMM
(NAM(NJ, !'J=l, NFPJ
(FP(NJ. N=l. NFPJ
-レコード 3をMMM組繰返す。
変数名 内
NFP 核種数
M MM T線スベクトノレを計算するステップ数
NAM 核種コード番号
FP 時間積分与れた崩墳数
-86
数
q告ャ
JAERI-M 86- 121
(S j i&t f&iK^ 7 r i )\>V> FORMAT i^Of«3g
U 3 - K m &
1 ICNT, MMAX, (NFT(I) . I = (MMM(I). I = 1, ICNT)
1, ICNT) ,
2* ( I E L C I , J ) , J = 1, MMM), ( F Y ( I, J ), J = I, MMM)
. I / 3 - K 2 5 ICNTHSiSt-o
£ $k £ 1*1 g
I C N T ^ S l X ^ o f i J i a MMAX **&a& N F T S » S i K * o » ® MMM g i S I E L f£9=i - KfSf-F T Jifei&tffm*
(.mMf- 9 • 7 r -f * © FORMAT £-E-©(*JS)
u ^ - K J i & 1 J I E L , RAM. Q, EB, EG, EA 2 ; NCH1, ( R T Y P l d i , RFS1II ) . P B I C I I I ) ,
| 1 = 1 . NCH 1 )
• I / 3 - F 1 , 2 &®l0&to
$L » S F*9 S
I EL &9 ^ - K #•§• RAM m!BiE& Q Qfl ( Me V / decay )
E B /9|£9liS«v (MeV/decay) EG rl®lfl^«> (MeV/decay ) E A a$8fliUiftS (MeV/'decay)
NC H 1 ?&ffl$ R T Y P 1 «!«©!& R F S 1 f g l © i twiz+'-^je
P B I C 1 » « It
- 87 -
JAERI -M 86-121
(独立核分裂収率フ γ イルの FORMATとその内容
寸ーベIll111-
レコード
lCNT. MMAX, (NFT(ll, 1=1, lCNTl,
CMMM(II, 1 =1, lCNTl
([ E L (し J),J=l, MMMl, (FY(しj), J=1,MMM)
数変
. 2
-レコード 2を lCNT回繰返す。
守ムー
骨内変数名
骸分裂収率の種類数
最大被種数
核分裂収率の種類
骸種数
MMAX
1 CNT
NFT
MMM
絞種コード番号
独立核分裂収率
1 E L
FT
(崩場データ・ファイ Jレの FORMATとその内容)
数
lEL, RAM, Q, EB, EG, EA
:--JCH 1, (RTYP1 11i, RFS 1 I[),
Iニ 1,:--JCH 1 l
変レコ ト
PBl C 1 11l, 2
2を繰り返す。-レコード 1,
RAM
守守
合内
核種コード番号
崩壊定数
Q値 (MeV/ decay)
F線崩媛熱 (MeV/d巴cay)
r線崩墳熱 (MeV/decay l
α銀崩填熱 (MeV/decay)
子骸種数
崩犠形式
子核種のエネノレギー状態
分岐比
EB
EG
EA
NC H 1
RTYP1
変数名ト一一一
1 E L
Q
RFS1
PBIC1
87一
JAERI -M 86-121
(iffffife?? -, i >uco FORMAT i - e ^ f t ' g )
u- 3 - :- | FORMAT n X U C
( S C C i I J ) . 1
»
1
2*
: ( 1 X . 1 6 )
j ( 6 E 12. 5 )
n X U C
( S C C i I J ) . 1 •= 1 . XGSC )
<£;z, u 3 - K l , 2 £.£•£ ' ; fz-tm.-)ai-a
•& & ?; 1': •:?
N L"C ••V'f --> - ; - • $ • ' ;
SCC 'htti'Kfcrriffitf '. X G 6 C } - t- 'L * - § ? ? <
- 88
]AERl -M 86 -121
〈断¥lli楠フ?イルの FORMATとその内'各)
J
F「uq-l
h
じpu ,t
'
内/嗣 ( SC C <' 1, J), [ . 1, :¥C SC ;
レコ-~. I FOR:"IAT 変 約
'(IX, [6) ~LC
-レコート 2を<fJt1上{-反応のHit'~以だ,ナ税り返す。
I足;こl>コード 1, 2を必慢なだ:ナ繰:)返す。
η、 <J・ J
〉ζ'"く
ト一一 -:-.: L"C 時五Fコート岳 ,J
Sじじ '¥lr主子氏丘、断ruiM
r:¥ G己乙 J ニ不 'Lゴト-61 ~J~
-88一
JAERI-M 86-121
3.6 A&tlBX
MTicAti&vuhtiritt&w-tZo
3.6. i xmiA
Card Na 1 ( 1 3 ) 1. NC 1 - 3 %\nT-7.m.
Card Na2 (241 3) 1. IXC I ) I t H * * * - ^ © f ^ £
i = l .NC =1 g f - J 1 , 7 f 7 * 7 ' J - f F J j S c * ^ - ^ = 2 J"£-f-*, 7-f 7*5 U -jgiE« i iSa*-^^ - ^ = 3 & • ? - : ? , 7-f 7*7 'J - l l j ^ ^ y ^ - ^
= 4 BatemaitS)4lCj;54'iS. ffl««Ol+SiflH««Hte* ^ ^ - ^ = 5 r S i U ^ h ^ l t i t * Vs . - ^ = 6 S f t ^ i B j c ^ l f f l ^ X - ^ • 7-f 7*7 I) - e>mi%7F* * * ~ » = 7
= 8 r H 7 4 7*7 'J - . 3 ^ ' , /
1 X ^ ? h >\, • y4 7*7 D - ^ g t *
i / J. - IV
= 9 J D D L y - f ^ ^ ' J - i l t ^ a - * = 10 g-ffiffifflLTl'tt = 11 ENDF/Bf-? '77-f ^ © ^ S i K ^ S * >U - >\, = 12 ENDF/B-f - ? • 7 ? ' ( iv<Dffit&? - 9 t&m* i/ - iv = 13 -Sffl^^SiR^ltW-* •>*.* - ^ = 14 S f - ? ' 7 ' f 7 ' 7 l J - « ) I S - t - ' ' i - *
(1) S T ' - ? • 7^f 7*7 ') -iff&^iy^-JV (1X1)= 1©B#)
n y (- D - ;u • -f — ^
Card Na 1 ( 1 1 1 6 )
1. LIB 1 - 6 7-f 7*7 ' J - f f l S J g i D j i S
= 1 ^tf^feS-fe = 2 1*iitf&8 = 3 mmtzm
2. LUT2 7-12 fp-fSf-^?^ 7*7 'J-©iftH$SS 3. NMAX 13-18 ft-fSfeSSt 4. KSC 19-24 * t t ? K l S 8 M i « © # £ - r 3 M ! S [ 5. NGS 25-30 #'tt :PRJE«fffil»©* jjwu+'-gSt (= 0 ffli #<in - Krt"? 1
- 8 9 -
]AERI -M 86 -121
3.6 入出力形式
本コードの入力形式として.まず計算を行うケース数を入力し,次lとそのケース数だけ計算す
る機能モジュー Jレを指定する。更に指定された機能モジュールのIJ聞に必要な入力データを入れる
という形式をとっている。
以下Ir入力及び出力形式を説明する。
3.6.1 入力形式
Card Nu 1
1. NC
Card Nu 2
1. IX ( 1)
1ニ1.NC
(J 3)
1 -3 計算ケース数
(24 1 3)
計算モジュー Jレの指定
核データ,ライブラリー作成モジュー jレ
ニ2 核データ. ライブラリー修正・追加モジュー Jレ
= 3 核データ,ライブラリー出力モジュール
= 4 Batemar怯法Irよる生成.崩壊量の計算と崩壊熱計算モジュー Jレ
= 5 r線スペク卜 Jレ計算モジュール
二 6 核分裂生成核種の核データ・ライブラリーの図形表示モジュー Jレ
= 7
= 8 r線ライブラリー.コンプ卜ン.スベクトル・ライブラリー変換モ
ジューノレ
= 9 ]DDLライブラリー処理モジュール
= 10 現在使用していない
二 11 ENDF/Bテータ・ファイ Jレの核分裂収率処理モジュール
= 12 ENDF/Bデータ・ファイノレの崩壊データ処煙モジュ ノレ
= 13 累積核分裂収率計算モジューノレ
=14 核データ・ライブラリーの更新モジュ ル
(1) 核データ・ライブラリー作成モジュー Jレ(I)([ 1ド 1の時)
コントロール・データ
Card Nul ( 11 I 6)
1. LlB 1 -6 ライブラリーの種類の指定
核分裂生成物
:: 2 構造材核種
:: 3 燃料核種
2. LUT2 7 -12 作成するライブラリーの論理機香
3. NMAX 13-18 作成核種数
4. KSC 19-24 中性子反応断面積の存在する核種数
5. NGS 25-30 中性子反応断面積のエネルギ一群数(=0のときはコード内で l
-89-
JAERI-M 86-121
6. ILIS 31-36
7. NFIS 37-42
8. NPAR 43-48 9. ICOM 49-54
10. LUT3 55-60
11. IND 61-66
Card Na2 (18A4) 1. COM ( I , J)
I = 1, 18 J = 1, ICOM
Card NQ3 (1216) 1. NFTYP(I)
I = 1, NFIS
Card Na4 (1216) 1. NFTYP(I)
I = 1, NEUT
•by h )
y 1 -fy >)-<D7°>) y htfi7J©fg5E = 0 thfilte^ = i t t r t t s tt^aiR* c+tt^seBfEa) ©as LIB= l © i ^ N F I S ^ ^ g i R ^ © a S i LIB = 2, 3 © £ # NEUT *tt?/XJE»fE«©a!@
( = 0 © £ £ < i # - K ^ t . ^ * i i t f ) y 4 7'7 'J - f f l & f t g J R ^ © ^ (LIB= 1 ©£ #£>g) = 0 7^7*7 ' J - l c ( i H S ^ 5 } § J R ^ © * - f ? a - r 5 „
7 -f 7*7 'J - © 3 J V b
(Card Nal-emULfclCOMteff^A^)
CLIB= \<Dt%&m ^ 7 > s i R * © a 3 i © f ^ = 1
= 2 = 3 = 4 = 5 = 6 = 7 = 8 = 9 = 10 (LIB
2 3 5 U © I W t t ^ S t f g 2 3 5 U © i t i l * t t ? t e f t g ! 2 3 5 U © H M e V + t t ^ l C ^ S ^ ^ S 2 3 8 U © i f i i * 1 4 ^ f e ^ S 2 3 8 U © 1 4 M e V * f 4 ? l c j ; § ^ 5 } ^ 2 3 9 Pu © « S * t t ? ^ ^ S 2 3 9 Pu ©i!Si§>f 14^^55-^ 2 < 1 P u © . * t p t t ^ ^ » ^ 2 3 3 Uffl«S*tt-f^7>^
= 2 ,3©£££>g)
4>tt^Slt>»fffiSffl«S©^S = 1 = 2 = 3
(n, r ) (n , p ) (n , a) (n , 2n ) (n , 3n )
90
]AERI -M 86ー 121
セット)
6. ILIS 31 -36 ライブラリーのプリント出力の指定
=0 出力しない
= 1 出力する
7. NFIS 37-42 紘分裂収率(中性子反応断面積)の種類
LIB=lのとき NFIS核分裂収率の種類
LIB = 2,3のとき NEUT中性子反応断面積の種類
8. NPAR 43-48 親核種の最大級
9. ICOM 49-54 エメントカードの枚数(=0)
10. LUT3 55-60 核データ読み込み機香
(= 0のときはカードから読み込む)
11. IND 61-66 ライブラリーの核分裂収率の指定 (LIB= 1のとき必要)
Card Nu 2 (18A4)
1. COM (I, J)
1 = 1, 18
J = 1, ICOM
Card Nu 3 ( 1216 )
1. NFTYP( 1)
1 = 1, NFIS
Card Nu4 (1216)
1. NFTYP(I)
1 = 1, NEUT
=0 ライブラリーには累積核分裂収率のみ存在する。
ライブラリーには累積核分裂収率と独立骸分裂収率が存在
する。
ライブラリーのコメン卜
(Card Nu 1で指定したICOM枚だけ入力)
(LIB=lのとき必要)
核分裂収率の種類の指定
= 1 235Uの熱中性子被分裂
= 2 235Uの高速中性子核分裂
= 3 235 Uの 14MeV中性子による核分裂
= 4 238Uの高速中性子核分裂
= 5 23" Uの 14MeV中性子による紘分裂
6 拍 PUの熱中性子核分裂
= 7 239pUの高速中性子核分裂
=8 241pUの熱中性子核分裂
= 9 2J3Uの熱中性子核分裂
= 10 232Thの高速中性子核分裂
(LIB = 2,3のとき必要)
中性子反応断面積の種類の指定
=1 (n, r)
= 2 (n. p)
= 3 (n.α)
= 4 (n • 2n )
= 5 (n • 3n )
-90-
JAERI-M 86- 121
= 6 absorption [•- (n , r) +•••+ (n , 3n)+ (n.f ) )
=i y f- D - ; U . f-^ICTfl^LfcNMAXfflfc'fcfJ^ToCard Nal~Card Na 5 « x - ? £
Card Nal (16. E12.0, IX, A 1, 4E12.0, 212)
1. NUCL 1 - 6 S i ^ - K NUCL = Z * 10000+A8 10+IS Z : i ^ S ^ f
A .• mm®.
= o mmwm
= 1 M tt.fi ^2 N mm
2. RAMDA 7-18 ffliiSEgl (1 /sec) X l i ¥ $ 3. NU 19-20 ¥MM(D!£&.
-•7'vVJ RAMDA (i I = S RAMDA It^UM. *&sec = M " " min = H " " hour = D " " day = Y " " year 4. Q 21-32 3$a©8HifflQfil (Mev)
5. EB 33-44 m&.mm^'o<om^m^. (Mev) 6. EG 45-56 T " 7. EA 57-68 " a »
(LIB = 2 , 3 c D i l ^ I ) 8. ISGC 69-70 ^njmmmco^m 9. NCH 71-72 mmm<^m ( NPAR)
Card Na2 ( 6 ( 1 1. 1 3 . F 8.0)) (NCH= OtDt^&m 1. MTYP 1
= 0 SlSttffi = 1 Mtt.fg = 2 NtK.fS
2. NBIC 2 - 4
= i /ifl* = 2 isomeric transtion
3 in. r) (LI B = l ff l i i£) 4 ^SMSXteftitS^SSa
- 9 1 -
JAERl-M B6-121
= 6 absorption [= (n. r) +…+ (n .3n)+ Cn.f))
核データ
コントロール・データ It:て指定したNMAX組だけ以下のCard No. 1 -Card No. 5のデータを
繰り返し入力する。
Card No.1 ([6. EI2.0. 1X. A 1, 4E 12.0. 212)
1. NUCL 1 -6 核種コード
NUCL = Z量 10000+A豊10+15
Z 原子番号
A:質量数
15 エネルギー状態
= 0 基底状態
= 1 M 状態
二 2 N 状態
2. RAMDA 7-18 崩壊定数(1 /sec)又は半減期
3. NU 19-20 半減期の単位
=ブランク RAMDAは崩境定数
= 5 RAMDAは半減期.単位sec
M "町l1n
H " hour
D " day
Y " year
4. Q 21-32 当核種の崩壊のQ値 (Mev)
5. EB 33-44 単位崩壊当りのF線崩壊熱 (Mev)
6. EG 45-56 r
7目 EA 57-68 d
(L1B = 2,3のとき必要)
8. 15GC 69-70 中性子断面積の有無
9. NCH 7ト 72 親核種の数( NPAR)
Card No. 2 (6 (1 1. 1 3. F 8.0) ) (NCH= 0のとき必要)
1. MTYP 親核種のエネルギー状態
= 0 基底状態
= 1 M状態
= 2 N状態
2. NBIC 2 -4 親絞種の当核種への崩場形式
= 1 s崩墳
= 2 isomeric t r anstion
= 3 (n. r) (L 1 B = 1の場合)
= 4 β+崩犠又は軌道電子補獲
-91
JAERI -M 86-121
= 5 a mm = 6 *ttT«ttii - 7 (n. r) ( L I B : - 2,3<"Oii'£0 = 8 (n . p ) ( ) = 9 (n , a) ( ) = 10 (n ,2n) ( // \
= 11 (n ,3n) ( ) 3. PBIC 5-12 # ft J±
S MTYP. NBIC. PBlCZNCmi&O&LAIJ-tZo NCH 6 © i § ( i A - K ( i l f t « *
Card Na3 (6E 12.0) (L[B = 1. IND= l c o i ^ £ - g ) i. GYLKI) mmftmi&m {%)
1 = 1. NFIS Card No. 4 ( 6 E 1 2.0) (LIB = 1 £>£ £&gj)
1. GYLD(I) ^ I » K » S I R ^ (JB) 1 = 1. NFIS n > h u->\, . x-^fflCard Na3 TTlgJgLfcNFTYP WlIlc A ^ 5o
(2) fef'-^ • 7 4 7*7 'J-fgiE. i i f t j * ^ - ^ (IX(2)= lroH^IC^g) n y h a - * > f - J Card No 1 ( 9 1 6 )
1. LIB 1 - 6 7 4 7*7 'J -(DrnMcOi^m
-- 1 g5}S4/Stl - 2 flf&Hflia = 3 s m & S
7-12 A * 7 4 7*7 •J-clfcffi&S 13-18 M 7 ^ 7 U - ® i t * I $ l # 19-24 iijp'saiit 25-30 liIE# - KM": 31-36 iisp^a®i*i, *t4T rx rE»fi]i«©#fi^5tg'iifc 3 7 - 4 2 7 4 7*7 i) -C07" 1 ) > h t t S T J O ' g ^
= 0 tiii]Lti^ = 1 tB^^S
8. ICOM 43-48 n ^ > b 1) - YMk = 0 « t l l i 3 ^ holgjEliLttt,^
9. ID 49-54 7 4 7*7 'J -®'£#S ,K*f'©^'"£ (UB= l O H ^ g )
7 4 7*7 >; - \ut%mmftmmM<F>h--&m ?>* = i 74 7*7 y-ici±mm&#®wm±'®iZ.m&w®Lmw&&i-
"So
2. LUT1 3. LUT2 4. KADD 5. NCARD 6. KSC 7. I LIS
- 9 2 -
]AERI-M 86-121
= 5 a崩墳
= 6 中性子放出
= 7 (n. r) CL 1 B = 2.3 IJ)場合)=8 Cn.p)
= 9 Cn. a)
=10 Cn.2n)
=11 Cn.3n)
3. PB!C 5-]2 分岐比
i MTYP. NBIC. PBICをNCH回繰り返し入力する。
NCH 6のときはカードは 1枚のみ
CardNu3 C6EJ2.0) (L1B=].IND=1のとき必要)
1. GYl JfI; 独立核分裂収率 C%)
1 = J. NFIS
Card Nu 4 C 6 E J 2.0) CLlB = 1のとき必要)
1. GYLDIII 累積核分裂収率 C%)
1 = J. NFIS
コントロール・データのCard Nu 3で指定したNFTYPの111自に入力する。
121 核データ・ライブラリー修正.追加モジュール ([XI21=Jの時Ic必要)
コントロール・データ
Card Nu] C 9 J 6)
1. L1B J -6 ライブラリーの種類の指定
= 核分裂生成物
ニ 2 構造材核積
= 3 燃料核種
2. LUTJ 7-12 入力ライブラリーの論理機番
3. LUT 2 13-]8 作成ライブラリーの論理機番
4. KADD 19-24 追加核種数
5. NCARD 25 -30 修正カード枚数
6. KSC 3]-36 追加核種の内.中性子反応断面積の存在する核種数
7. ILlS 37-42 ライブラリーのプリント出力の指定
=日 出力 Lない
こ 1 出力する
8. ICOM 43-48 コメントカード枚数
二日のときはコメントの修正はしない。
9. lD 49-54 ライブラリーの核分裂収率の指定 CUB=Jの時必要)
= ライブラリーには累積核分裂収率のみ存在する。
二1 ライブラリーには累積核分裂収率と独立核分裂収率が存在す
る。
-92-
JAER1-M 86- 121
i) n y h u->v . f - ^ o C a r d Ma 1 -£?§;£ LfcNCARD 7 -f 7'7 'J -W(ii] ; .£ffTo 7 * --7-j H i l l l f f l i f - i ' f f l A A i 1-72* y^i-Cii\5\[:-nS)iO. 73-78*7 A ic
g i E t - S f e a n - K ( l 6 ) £ A 7 j L . 79-80* 7 A l e ( i * - K S ^ ^ J g ^ E ^ S i S t ^ N N ^ ( I 2 ) f - A ^ - r 5 o ^ S # 5 « a © A * I I I f ? ( i f f i « T » § 0
NN = 0 (2.2) ©Card Na 1 » 1 (2 .2) ©Card Na 2 -2 (2 .2) ©Card Na3 = 3 (2.2) ©Card Na4 = 4 (n . r ) = 5 (n , p ) - 6 (n . a) = 7 (n . 2n) ^ 8 (n ,3n) r 9 absorption
* 2ftl3H[S§©*- Kl iNNIc iO-roJa^fc^- t 'T 'S^^o il) iIJnma* i i '*'5li^lc:!iNADDlEl/cyiIBD^fflffl1t7--5'^A*1"5„ 7 * - 7 j H i ( l l © S f - ' - ^ f f l A * i ^ < IqHif-ftSo
»^ iT . i i iS0* i*5 i i ^ - (NCARD=0. NADD = 0 ) « jXgiE. ii)iiSD©»[Ilc^r-^ * A ftt5.
(3) S f - ? , 7 f 7'7 ' J - t b t / ^ v ' ^ - ^ (IXII)= 3©B#lc^S) Card Nal ( 5 1 6 )
1. LIB 1 - 6 7 A 7" 7 U - ® S S © f & S = l S7}§4sKti
=2 ^ i tw&a = 3 MfeS
2. LUT1 7-12 7 4 7 7 I)-©iiSffltSg 3. IPNC 13-18 '•*:/rr*} hty°->3 v
= 0 ^ v f T ' i h L ' i l '
4. ILIS 19-24 7"'J v t -Ty Y-tZ 5. IND 25-30 H f ^ J - f f l K ^ W o K
(LIB = lffli^-^S) = 0 7-f 7*7 <)-ia,iM:m&ft%tW.me>J>ft&-f6o = 1 7 4 7"7 U - K (ilgfflK7>SiR^i34i^7>aJR^i6i#?S-f
- 93 -
]AERl -M 86 -121
核データの修正
j) コントロール・データのCardNo. 1で指定したNCARDライブラリーの修正を行う o
フォー 7 ッ卜凶11の核データの入力と 1-72カラムまでは同じであり. 73-78カラム IC
修正する核種コード CI6)を入力し.79-8)カラム ICはカード番号を指定する数字NNを
( 12)で入力する。
変更する核種の入力11頂序は任意である。
N N = 0 ( 2. 2 )のCardNo. 1
( 2. 2 )のCardNo. 2
= 2 (2.2)のCardNo 3
= 3 ( 2.2 )のCard No. 4
:: 4 (n. r )
= 5 (n. p)
士 6 (n. a)
= 7 (n. 2n)
エB (n • 3n)
:: 9 absorption
最 2枚目以降のカードはNN Iと10ずつ加えた数字で表わす。
11) 追加核種がある場合ICはNADD回だけ追加核種の核データを入力する。フォー 7 ッ卜は
111の骸データの入力と全く同じである。
豊修医と追加がある場合 CNCARD=αNADD=O) は j ){l~正. jD.迫加のIIIalC核データを入
力する。
131 核データ.ライブラリー出力モジュー Jレ ([X(I)ニ3の時IC必要)
Car d No. 1 (5 1 6 )
1. LlB 1 -6 ライブラリーの種類の指定
= 1 核分裂生成物
= 2 構造材核種
ニ 3 燃料核種
2. LUT 1 7-12 ライブラリーの論理機番
3. IPNC 13 -18 ノマンチアウトオフ。ション
=0 ノマンチアウ卜 Lない
ご N ロジカノレユニッ卜 NIC出力する
4. ILlS 19-24 プリントアウトする
5. IND 25 -30 ライブラリーの核分裂収率の指定
(LIBニ 1のとき必要)
= 0 ライブラリーには累積核分裂収率のみ存在する。
ニ l ライブラリーには累積核分裂収率と独立核分裂収率が存在す
る。
-93-
JAERJ -M 86- 121
(4) BatemanttftiS^fiS:, ®Ug«!tW£ffliifBi§tW^ (IX(I) = 4 c?5B#IC -S)
•> a. — >\s
(SECTION 1 ] Card Nal (13) Card No.2 (12 I 6)
001
1. LIB
LUTI IDISK
NNUO
NCI NC2 KPAR
ILIS
9. IAOPT
10. IPIJ
1 - 6 i f - ? 7 - ( 7 ' - ; U ©fflfficO^Si = i &ft®.'&&to = 2 mmmm. - 3 ACTINIDE&S
7-12 S f - ? 7 - f 7 , 7 l J - O S S l M 13-18 m&fkfo-tiy r 4 >\s<r>*&WMi
- 0©± ^f i l rJTJlt t l , '
SSfJP.B.WffiEfflS^f'- 9 y T -i frtftm-5B#(±£>-r^5E-r
19 24 Jm&f f i&
25-30 j f f - 9 7 17'7 'J©+©NCl#H7 ,)>iNC2#S i S T © ^ © * 31-36 RJca^!t©f-5o 37-42 #Ef^5$&a©ffligff3:>S;©*l/£
i t ? . = 1 IPA (Card Na 5 ) KTJg;£ Lfc fc©©*#£t f - tS 0
43-48 7-f 7*7 i; -7°'J > h 7 1 ) h 7 " -> 3 > = 0 7''J v h T 7 Y Lt t ^ = 1 7"'j v hT7 h^S
49-54 (tf. n ) I t '* i-7°v'3 v = 0 (a , n ) © I tS^L^V^o = -1 (a!, n) © I t g £ L * S * £ 7 ' ' J > I-T9 h-fSo = N (o!. n ) © I t ' f ^ L ' S l g ^ I ^ E i l ^ S N ^ a i * ^ ^ , ,
55-60 (1AOPTX0 ©£ &-&W) {a. n ) © I fg lC^g / j : (a , n ) #t4 ;f£/jSc7f 7*7 iJHa
11. ISFOPT 61-66 g f£&5}^+ t4 ; y f f } r *7° -> 3 > = o i+®Ly^ = N I t®L^* * taa«#N- - rH7J^ -5o
- 9 4 -
]AER1 -M 86 -121
(4) Baternan法 !Cよる生成,劇場量計算と崩墳熱計算モジュール
C!X[!)=4の時IC必要)
(SECTION 1)
Card N且1(! 3) : 001
Card NI且2 (12! 6)
1. LIB 1 -6 核データライフラリの積知の指定
= 1 核分裂生成物
= 2 構道材骸糧
= 3 ACTINIDE核種
2. LUTI 7-12 核デーヲライブラリーの論珂機番
3. IDISK 13 -18 崩域熱出力ファイノレの論f'Il機帯
= 0のときは出力しない
豊 後のケースで T線スベクトルの討す1.絞桶群分離迫跡計算及び
短期照射履歴の基健データファイ jレを作成する時は必ず指定す
る。
4. NNUO 19 -24 計算核種数
= 0 核データライブラリ K収納されている全骸種の生成量を計算
する。
::N N個の核種の生成星を計算する。
5. NC 1 25-30 核データライブラリの中のNC1番目からNC2番目までの核種の生
6. NC2 31-36 成昼を計算する。
7. KPAR 37 -42 考噂する親核種の崩填形式の指定
8. ILIS
= 0 核データライブラリーに収められている全ての崩域形式を考
癒する。
= 1 IPA (Card No.5) Irて指定したもののみ考慮する。
43-48 ライブラリーフ。リントアウトオフ。ション
= 0 プリントアウ卜しない
= 1 プリントアウトする
9. IAOPT 49-54 (a, n) 計算オプション
= 0α, n)の計算をしなL、。
ニー 1 (α, n)の計算をし結果をプリントアウ卜する。
=Nα, n)の計算をし結果を論I'll機番Nへ出力する。
10. IPリ 55ー印 (IAOP~O のとき必要)
(a 0 n)の計算に必要な (α,n)中性子生成ライブラリ論理
機番
11. ISFOPT 61 -66 自発核分裂中性子計算オプション
= 0計算しない
=N 計算し結果を論理機番Nへ出力する。
94 -
JAERI-M 86-121
12. LIBSF 67-72
Card Na3 ( 8 1 6 )
ITB
IT
INIT
1 - 6
7-12
13-18
4. ITOP 19-24
5. LCHA 25-30
6. NCHA 31-36
7. 10 37-42
8. IND 43-48
( 8 ( 1 6 . Card Na4
1. ELMOd
I - 1 . N N U O
[SECTION 2 )
Card Nal (13) : 002
Card Na2 ( 4F 10.0. 316)
1. TBINU. 1) 1-10
2. TBINa. 2) 11-20
3. TBINU. 3)
4. TBIN a. 4)
5. IFY ( I )
®mmTmv>Aij>fem
= 1 tilMUim^AiTtZ, (Section 6)
= 0 normal
tz#x»*-7i/av0 thti^M<nvt>, *<D#Wa$f'3ic%i&
mwit am L K$m&Mc>m $ ©«Aii ^K7}PLfcBiiaS?iJ©fi£©ftAM
mwMmmth-tiy 7 4 ^©iSfi$#
= oraiitb^L^^o
7 4 7 '7 'J -©$7}§!iKip©f&5£
(LIB = l © £ £ £ ^ )
= i &T-9?477v-\z\tjm&%wmtTtet[te'7iW9L
3 X ) ) (NNUX0 . NC 2 = 0 © i #i&g)
21-30
31-40
41-46
6. IFE (I)
M%ii%£ne>mffl (B)
nit^ip©B#fa (B#)
P B t ^ S f l © ^ (80
^ 7 > S c i * ^ * " © A 7 j f g ^
- 0 mG)9 4 A X x ' y 7° f f l f i t£ f f l^ .5 0
= 1 f f L < A # T J - 3 o
47-52 $ £ g { x * , u * ' © A 7 j $ g 5 £ - 95 -
JAERI -M 86 -121
12. LIBSF 67-72 自発核分裂中性子計算用ライブラリー入力論理機番
Cam Nu 3 ( 8 1 6)
1. lTB 1 -6 照射冷却履歴のタイムステップ数
2. IT 7-12 各核種の生成量を計算して出力する回数
3. lNIT 13-18 初期原子数の入力指定
= 0 初期原子数は 0.0Ie::セットする。
= 1 初期原子数を入力する (Section6)
=N 簡易インベントリ基礎データファイノLの燃焼ステップNの
原子数を初期原子数とする。
4. ITOP 19 -24 ニonormal
=-1 長時間照射後の短い冷却時聞における計算を精度よく行う
ためのオプション。出力時刻のうち,その冷却時聞に対応
する部分を秒単位で入力することが必要。
5. LCHA 25-30 線型Ir分解した崩壊系列の長さの最大値
6. NCHA 31-36 線型Ir分解した崩域系列の長さの最大値
7. 10 37-42 図形処理用出力ファイルの論煙機番
= 0のとき出力しない。
8. lND 43-48 ライブラリーの核分裂収率の指定
(LIB二 1のとき必要)
= 0 核データライブラリーには累積核分裂収率のみ存在する。
= 1 核データライブラリー!とは累積核分裂収率と独立核分裂収
率が存在する。
Card Nu 4 (8 (1 6. 3 X)) (NNU'-'..O • NC 2::: 0のとき必要)
1. ELMOll1 取扱い核種コード番号
I-1.NNUO
(SECTI0N 2 )
Card Nu1 (13): 002
Card Nu2 (4F 10.0. 316)
1. TBIN(I.1) 1-10 照射冷却の時間(日)
2. TBINα. 2)
3. TBIN 0.3)
4. TBIN a. 4)
5. lFY CI)
6. IFE (1)
11 -20
21-30
31-40
41-46
照射冷却の時間(時)
照射冷却の時間(分)
照射冷却の時間(秒)
核分裂エネルギの入力指定
二日 前のタイムステッフcの値を用いる。
= 1 新しく入力する。
::: 2 短期限射履歴計算等で使用する
基礎データファイルから読み込む
47-52 核分裂エネルギの入1J指定
-95-
JAERI-M 86-121
7. IFS(I)
T201.4Mev#£ bft-So Cf t i i l W= 3.1X101" fission/sec ICf§^^"5o
= 1 8fL< A f r f 5o 53-58 lffig&©ESIJ
= 0 iSig'Jp^o i gf^HJjT!+©•#• 5
= i l i ^ t t T - ^ s © i mmm-ZBiW-i-6 (IEY(I) = lff l i^-iJJI)
• ;u . r - ? ©Card Na 3 f£ :>}';£«*
Card Na3 (10E7.0) 1. GX(I. M)
M - 1 , NFIS
* NFIS l i © ^ a o | I B # l C 3 ^ T ( i l l ) © 3 y h D
© l l * # I S 0 c : i o Card No. 4 ( 1 0E 7.0) (IFE (I)= 1 ffli #-2>g)
1. FME(I.M) ^^g ix*yL-+- - (Mev) M ~ 1 . NFIS
* NFIS <@©f£a©JIH#Kol-T(i (2.1) ©Card Na3 & # S W © J g £ # I l © ££ [SECTION 3 ] Card No.1 (13) : 003
Card Na2 ( 6 E 12.0)
1. PWR ( 1 ) •SPihiJ
1= 1,1TB ^ o . o i # @ © $ M A X X 7 yoiipihij
< 0 . 0 WB^HSSit ( 1 PWKI) 1 W • sec )
(SECTION 4 )
Card Na 1 : 004
Card Na2 ( 6 E 12.0)
1. FLUXtl) * t t T * 1= 1.1TB i S i i ' J p ^ - e i i ^ ^ t t ^ S . mtp&J-iP&'Zlt 0.5eVHT©ii
tpmM I>0.0 t ^ t t ^ ^ ( n / c m z « s e c )
< 0 . 0 * t t ; ? S = 1 FLUWI) 1 • PWR(I)
[SECTION 5 )
Card Nal (13) : 005
Card NQ2 ( 4F10.0 ,16. E 10.0 ) i. TMINCI. i) i - i o &i$,m%:iini-?>\%m CB) 2. TMIN (I. 2) 11-20 " (B$) 3. TMIN (I. 3) 21-30 " (ft)
- 9 6 -
JAERI-M 86 -121
= 0 前のタイムステッフ。の値を用いる。
最初から入力しないときには.核物裂エネルヰ←とし
て201.4Mevがとられる。これは 1W=3.1XI01U
fission/sec 1<:相当する。
= 1 新しく入力する。
7. IFS( I) 53 -58 群定数の区別
= 0 高速炉系の I群定数で計算する
= 1 熱中性子炉系の 1群定数で計算する
CardNu3 (10E7.0) ([EYII)=1のとき必要)
1. G X (1. M) 核分裂割合(合計で1.0にする)
M::: 1. NFIS
事 NFIS 個の核震のJI[員番について凶1)のコントロール・データのCardNu 3骸分裂収率
の項を参照の乙と。
CardNu4 (10E7.0) ([FE(I)=1のとき必要)
1. FME (1. M) 核分裂エネノlギー (Mev)
M 三 1. NFIS
事 NFIS個の核種の順番につレては(2. 1 )のCardNu 3骸分裂収率の項を参照の乙と。
(S臥~TI0N 3 )
Card Nu 1 (J 3) : 003
Card Nu 2 (6E 12.0)
1. PWR (1)
1= l,lTB
(S配 TION4)
炉出力
主0.0 番目のタイムステップの炉出力
< 0.0 瞬時照射 (1PW悶1)I W • sec )
Card Nu 1 004
Card Nu 2 (6E 12.0)
1. FLUX( I)
1 = 1.! TB
(SECTION 5 )
中性子東
高速炉系では全中性子束.熱中性子炉系では 0.5eV以下の熱
中性子束
主主 0.0 中性子束 (n/cm"'sec)
< 0.0 中性子束=I FLUX'( [) I・PWR(I)
Card Nu 1 ([ 3) : 005
Card Nu2 (4F10.0.16.E10.0)
1. TMIN ([.1) 1-10 生成量を計算する時刻 (日)
2. TMIN 0. 2) 11-20 時)
3. TMIN Cl. 3) 21-30 分)
-96ー
JAERI-M 86- 121
4. TMINCl, 4) 31-40 £fi£»£It»4-.5B#£i] (f» 5. NOP (I) 41-46 £fiM«7°D v h Jfc7jf!t5£
£X&7>) > I-l l i = ^ . SSc*tS6. 8Ui$v©{%al, fflS&KF F &Ji<± ^^••#-•5^8© 7°'J > t-H m JfeWffi. fflitSi©-grIt»*7''J >h 7"'J > l- L « i >
= 4 £x£y"<) y i- Lgicrri](4ft:^aSffl^l+fe7°'j v h 6. FF(I) 47-56 fflJaiWtSf^-f Sfgffi©-? t>F F 5»£t±© fc©lco^T7° U
> h ^ S (COff l tSIJ 1 ^ i - T S ) S Card No.2£lT f g f J l L A W S .
[SECTION 6) UNIT ^ 1 ©tS ' - f tg) Card Nal ( 1 3 ) : 006 Card No. 2 ( 1 3 )
1. ILNO 1 - 3 J§S8P.B*rMlt». feL< liRESTARTgm-Oi^fflg'f ^ - O h i) &(&?-? 7 T -f ^£gc*iAirIi&Hl$# = 0 © £ # ( i C a r d No, 3 J; OfoSflHTSfrS-Afl-rSo
(3 (16. E12.0. 2X) ) «L i-6 tnmmm&Aijirzmm?- KS-^ 7-18 MHSC^tS 21-26 27-38
Card No. 3 1. IE 2. ANI (N) 3. IEOM + 1) 4. ANI (N+l)
I Card Na 3 £ # g t t /c H" £i *3 S t "
[SECTION 7)
Card Na 2 ( 1 3 ) 1. INDEX 1 - 3 = 0 SECTION 4ffl*t t^$(iA*-a-f(c*Ptt i*^&rtS|5
5 K « g £ ! t S ! L T i m e s tepg© 1 PBftS»£F<3if + 5o
= 1 SECTION 3ffl ' l j5 |±l*l±A*#-ric*' t t : ?*A^rtai T?tt*
micMMmztmiTime stepg©igf»rE»£rt#
= 2 mmmzm&nime step s© 1 g«B»£i*niN-z>°
- 97 -
JAERI-M 86-121
4. TMIN(I.4) 31-40 生成量を計算する時刻 (秒)
5. NOP ([) 41-46 生成量のプリント出力指定
6. FF (I)
= 0 全てをプリント
= 1 原子数.放射能.崩壊熱の合計.崩壊熱lζFF%以上
寄与する核種のプリント
二 2 原子数.放射能,崩填熱の合計のみプリント
= 3 プリントしない
= 4 全てをプリント L更に同位体核種毎の合計もプリント
47-56 崩填熱iζ寄与する核積のうちFF%以上のものについてプリ
ン卜する(0.0のときは 1%とする)
盟 Card Nu 2をIT 組繰り返し入力するt
(SECTION 6) (INIT,:S, 1のとき必要)
Card Nu 1 (1 3) 006
Card Nu 2 ( 1 3)
1. ILNO 1 -3 短期照射履歴計算.もしくはR回 TART計算のとき簡易イン
ベン卜リ基鑓データファイルを読み込む論用機番
= 0のときはCardNu 3より初期原子数を入力する。
Card Nu3 (3 ([ 6. E 12.0. 2 X) )豊L
1. IE
2. ANI (N)
3. IECN+ 1)
1 -6 初期原子数を入力する核種コード番号
7-18 初期原子数
21-26
4. ANI CN + 1) 27-38
査 Card Nu 3を必要なだ貯繰り返す
入力した初期原子数の数が 3の倍数であったら最後!<:ブランクカードを入れる。
[SEX:TION 7 )
Card Nu 2 (1 3 )
1. INDEX 1 -3 = 0 SEX:TION 4の中性子束は入力せずに炉出力から内部
で計算
更に燃焼度を計算しTimestep毎の l群断面積を内挿
する。
= 1 SECTION 3の炉出力は入力せずに中性子東から内部
で計算
更に燃焼度を計算しTi町 step毎の l群断面積を内挿
する。
= 2 燃焼度を計算しTimestep毎の 1群断面積を内挿する。
(との場合炉出力.中性子束は入力する)
-97一
JAERI-M 86-121
[SECTION 8) Card Nal ( 1 3 ) : 008 (IAOPT= 0®B#-£g) Cird Na2 (3 (16. E 12.0. 2X) U . n ) •ftW^ft&ilwSJJKKli'ifc
i. IE i -6 fnmw^&ZAiii-zmmi-h'm^ 2. ANI (N) 7-18 ®mm?m 3. IE CN+1) 21-26 4. ANI (N+ 1) 27-38
I Card Na 2 £&gKft&t:lr)M *J S ^ o A7J L fcH7-8fc»tfc# 3 ©fggjT- £> -> fc ii t i
(SECTION 9)
Card Nal ( 1 3 ) : 999 I t ^ © 1*7^>^to * i i ^ l t g © J f ^ 003-008 ICol^T^MS|5^(?)*5SECTION O^ATJ LTftgtlt
999-e$*7t5„ (5) T^T.^'P Y >\<%m* V =• - * (IX (i) -5OTB#lc£^)
Card Na 1 (415)
5 r H ^ M 7*7 I J - A 7 J J - - 7 h 6-10 ffite-fts >7"h V • X-^? h ; u A 7 J ^ - 7 h 11-15 »»$ t l f c f f lS^ t± i7J^ - .y h
ffi^^ATJ^-- .y h (4(j£ • l i M ! t } m i f £ L f c I D I S K £ m ; E )
4 $ • 9 J $ S I t 1 J * * - - J^M'nLtiifW'r- * r t . i "«
ft Ai 6 T- - x t -e 5 £ T * # 6 o
5 i § ( i C o l . 5 i c 1 * A 7 j # 5 0
= N N S @ f f l ^ - 7 s ^ ! t ^ t « „ = -N N # a © ^ - 7 , ^ = t W t S „ fflL. EJT©Card Na
3-Card Nal5 © f - 9 (iHiili]<7>fccD£i£ffl-3-5<'0 TATJffl^g/iLo
Card Na3 ( 18A 4) 1. ITKII 1-72 rHTs-^7 h^i+gffl? 4 h ^
1 = 1 . 18 Card Na4 ( 1615)
1. IOP1 1 - 5 g » S « l l ^ / ^ v
=0 mftlU^ = 1 •>>?•/> 1/3, 3 / 8 7j|§>#
1. IU3 1 -
2. IU4 6 -
3. IU8 11-
4. IU 12 16-:
Card Na 2 ( 1 6 15)
1. ICA ( I )
- 98 -
]AERI -M 86 -121
[SECTION 8)
Card No. 1 ( I 3) 008 (IAOP1三 Oの時必要)
C~rd No. 2 (3 (J 6. E 12.0. 2X)α. n) 什算で標的枝種の初期限 f数
1. IE 1-6 初期原子数を入力する核種コード番号
2. ANI (N) 7ー18 初期原子数
3目 IECN+!) 21-26
4. ANI制+1) 27-38
査 Card No. 2を必要な枚数だけ繰り返す。入力した原子数の数が 3の倍数であったら蚊
後11:ブランクカードを入れる。
[SECTION 9)
Card No. 1 (1 3) 999 計算の終了を示す。
革 連続計算の場合 003-008について変更部分のあるSECTIONのみ入力して巌後11:
999で終了する。
(5) T線スベクトル計算モジューノレ(1 X (i) ::-5の時11:必要)
Card No. 1 ( 4 1 5)
1. IU3 1 -5 T線ライフラリー入力ユニッ卜
2. IU 4 6-10 規格化コンプトン・スベクトノレ入力ユニット
3. IU 8 11ー15 積分された崩壊熱出力ユニッ卜
4. IU 12 16-20 崩壊数人力ユニッ卜
(生成・崩填量計算で指定したIDISKを指定)
Card No. 2 ( 16 1 5)
1. ICA (J)
Card No.3 (18A4)
T 1 = 1. 18
Card No. 4 ( 16(5)
1. IOP 1
生成・崩壊量計算モジューノレを実行した計算ケース内.どの
ケースの計算を行うかを指定する。
最大16ケースまで指定できる。
生成・崩壊量計算モジューノレの計算ケースの I番目を計算す
るときはCol.5κ1を入力する。
ニN N番目のケースを計算する。
= -N N番目のケースを計算する。但し.以下のCardNo.
3 -Card No.15 (J)テーヲは前回のものを使用するの
で入力の必要なし。
1-72 T線スベクトノレ計算のタイトノレ
1 -5 核分裂生成屋積分オプション
= 0 積分しない
= 1 シンプソン 1/3. 3/8で静分
-98
JAERI-M 86-121
I0P2 6 - 1 0 3 y 7 ° h y ' ty°->3 >
- _ l t j i—e-^f f l rSSx^:? h ^ i S l t e ' f t a y7° I-y
= 0 3 ^ l - x 9 K f i L f i l > „
= 1 - 1 t ra i l s i i - K f i l H ^ L t t i ^
= 2 JgtMfca V7°h > • x ^ ? h ; i / £ # - F?Af]t6o
- 3 JSte-ft^ y7°i- y ' x ^ ? ^ * ^ D •>'* J H ; , t-*>
1 0 P 3 11-15 &&$)}%* 7 •> * y
= 0 ^ i t L t t t 1
= 1 log-log -*rtJfT'fffi)co
= 2 8 f c , £ © x - ? 5 - l o g - log— (Jjr t ifP '^bJo
IOP4 16-20 f - ^ f f l * "7X^- (S3 l -7 ° ->3 v
-- 0 # t S L « ^
= i %iti-s IOP5 21 - 2 5 f ' S ? • * 7 ° - y 3 >
= 0 f j j j - r ^ h L t f l ^
= 1 f J , 5 " 7 , ' j y h f 5
IOP6 26-30 Si l&fb^ ^ 7 ' h y • x ^ ? h » 7 ° o •> h • *7° ->3 >
= 0 7 'n 7 (- L ^ ^ o
= 1 y a 7 h "f 5
IOP 7 31-35 A " 7 X » * f f l * # l i ! L f c r l | x ^ ^ h^CD7'a- y h • ^-7°->
3 y
= 0 / D ? H S t ' ,
= 1 • / O j I ' t J o
IOP8 36-40 i & t t i f s © J S & l i f l f c £ # l § L f c r * § * ' ^ h ^ f f l ^ a •? I- • *
7° -y 3 y
- 0 7°o •> I- L t t l \>
= 1 7*D. ; h # § o
Na5 (161 5 J
NMAX 1 - 5 r ^ x ^ ^ I w u © ^ * y#;i/gfc
= 0 r®x-s7 h^©It»i£-L«'^o S M 3 > 7 " l - y X-?:> h / l /© l t^ f f l *4- fT-3o
= N N - •?• + y * ^
NDATA 6 - 1 0 ^ U j a s p r t f l P f f l f f l - r - ? © ^
( I O P 3 = 2 © £ # £ - g )
NCOM n-15 SttMb^y7"h y • x ^ ? h ^ © » ( iOP2=o©i#' iJ I ! )
NP 16-20 3 p ? t l t K f c W - 5 x - ? &
<10 © ± tfi-WWtte L «l\> - 9 9 -
2. IOP2
3. IOP 3
4. IOP4
5. IOP5
6. IOP 6
7. IOP 7
8. IOP8
jAER1 -M 86 -121
6-10 コンフ。卜ン・オフ。ション
=一 1 単一ピークの T線スベクトノレから規格化コンプトン
・スベクトノレを社算し.カード出力する。
= 0 コンプ卜ン効果を考慮しなし、。
二-1と同じ。カードは出力しなL、。
= 2 規格化コンプ卜ン・スベクトノレをカードで入力する。
ニ3 規格化コンプ卜ン・スペク卜 lレをロジカルユニットか
ら読み込む。
11-15 検出効率オプション
=日 考慮Lない
こ log寸 og 一次内侍で作成。
= 2数点のデータをlog-Iog一次内揮で作成。
16-20 ピークのガウス分布オプション
二 0 考慮Lない
二 l 考膚する
21 -25 デパック・オプション
= 0 チェック・フ。リント Lない
= 1 チェック・プリン卜する
26-30 規格化コンブ卜ン・スベクトノレのプロット・オプション
= 0 プロット LなL、。
ニ] プロッ卜する
31 -35 ガウス分布のみ考慮した r線スペク卜 lレのプロット・オプシ
ョン
= 0 7"ロットしなL、。
= 1 プロットする。
36-40 検出器の応答関数を考慮した T線スベクトノレのプロット・オ
フ。ション
ご O プロ."卜しなL、。
= 1 プロッ卜する。
C"rd No.5 (1615)
1. NMAX 1 -5 T線スベクトノレのチャンネノレ数
二日 r線スベクトノレの計算をしなL、。規格化コンブ卜ン・
スベクトノレの計算のみを行う。
=N Nーチャンネノレ
2. NDATA 6-10 検出効率内揮用のデータの数
C!OP 3 = 2のとき必要)
3. NCOM 11-15 規格化コンプ卜ン・スベクトルの数 CIOP2=0のとき必要)
4. NP 16 -20 平滑化におけるデータ数
二五0のときは平滑化はしない。
-99
JAERI-M 86-121
5. NG
6. NR 7. NCMAX
8. NSIM
Card No. 6 1. SLOPE
2. CONST
3. FRAC
21-25 &&&=> y-fvy • x ^ ? h ^ © ? + y*^m. NG = onit> NG = 300ini*„ (IOP2 = 0 © £ ££•!!)
26-30 r $ U ^ ? h ^ * ^ ^ I # S ® « 8 i (NMAX= O f f l i i * ! ) 31-35 ilfe^t^ >7°h v • x ^ ? h ^ ^ l + » ^ - 5 K l O # — f - : ? 0 )
r H x ^ ^ h^©x+- y^wi/oftA^f ( 1000) (ICr 2 = - 1, 1 ©£ <#g)
36-40 ^»S4f iS^ff l4f iRW^|fe^»^Lr tb^-#-5 | i [
( ^ I T ) (IOP 1 = l f f l i ^ i f tg )
(6E 12.0) 1-12 *• + * * J\,\\l (KeV/ch)
(NMAX= O f f l i ^ ^ g ) 13-24 •fe'Df + y | j K 5 x | * + ' - (KeV)
(NMAX= O O i i ^ g )
25-36 FRACKX±0m^-^h'ormiy'> > KrT/ j t5„ (NMAX = O f f l i l M )
37-48 &{±i^!t}|-;foi;©5££Sr (A") log « = Alog E +B
E : r « | x * ^ + ' -(IOP 3 = l(Dt£&m
5. B 49-60 &tb»i tg-<fci<;©5£& (B) (IOP3 = l © i ^ M )
6. FWHM 61-72 7 * h f - ^©^ffirfl (KeV) (IOP4 = l f f l i S ^ S )
Card Na7 (8 (213, 3X)) (IOP1 = 0 ffli #!&g) 1. ISKI), IS2(1
I - 1, NSIM
Card Na8 (6E12.0) 1. Ell). ETAIII
I = 1,NDATA
Card Na9 (216)
IS III): g # © T I ® * A A * T V 7°
IS2(I) : »5r©±ffi:S"< A X X 7 7 ° ISl i I S 2 i © f | T ( i ? ^ x f , 7 -
r fu t l i — ^ - r « f c r n i i ' « t > « ^ 0
(IOP 3 = 2 ©£#<-&!-)
E : i * * * ' - (keV) ETA: Itktiim
(IOP = - l . l f f l i § i ^ S )
- 100-
]AERI -M 86 -121
5. NG 21-25 規格化コンプ卜ン・スベクトノレのチャンネル数. NG二Oなら
NG= 300となる。
(IOP 2 = 0のとき必要)
6. NR 26-30 r線スベクトノレを縮約する領域数 CNMAX= 0のとき必要)
7. NCMAX 31-35 規格化コンブ卜ン・スベクトノレを計算する際の単一ピークの
T線スベクトノレのチャンネ Jレの最大数( 1000 )
(I('i-2 =ー 1. ]のと必要)
8. NSIM 36-40 核分裂生成物の生成崩壊数を積分して出力する数
Card Nu 6 C 6E 12.0)
C r線スベクトノレを計算する回数)
(二五IT)
CIOP 1ご 1のとき必要)
1. S1βPE ]-12 チャンネノレ巾 CKeV/ch)
CNMAX= 0のとき必要)
2. CONST 13 -24 ゼロチャンネルのエネルギー CKeV)
CNMAX= 0のとき必要)
3. FRAC 25-36 FRAC以上の寄与をもっ T線をプリント出力する。
CNMAX= 0のとき必要)
4. A 37-48 検出効率計算一次式の定数 CA)
log E = A log E + B
ε:検出効率
E : r線エネルギー
([OP 3 = ]のとき必要)
5. B 49-60 検出効率計算一次式の定数(8)
CIOP 3 = ]のとき必要)
6. FWHM 61-72 フォトピークの半値巾 CKeV)
CIOP 4 = 1のとき必要)
Card Nu 7 (8 C 213. 3 X) ) CI OP 1 = 0のとき必要)
1. IS 1 m I52 (I) 核分裂生成物崩場数積分データ
1 = 1, NS1M 151 (1):積分の下限タイムステップ
IS2(I):積分の上限タイムステップ
[S 1とlS2との間ではタイムステップ
巾4tは一定でなければならない。
Card Nu8 C 6EI2.0) CIOP 3 = 2のとき必要)
1. EII). ETAlII
[= 1.NDATA
Card Nu 9 C 2 [ 6 )
検出効率内挿データ
E:エネルギー CkeV)
ETA:検出率
CIOP =一 1. 1のとき必要)
-100-
JAERI-M 8 6 - 121
1. NUC 1-6 SifMt^yrh y • x^V I Zfttflt&%•—£-1 r ^ x
<^2 h^O^ffl^ - K#-§ 2. NM1 7 - 1 2 J-.aH r $ 8 * ^ h ^ © f- +• > * ^gfc
ard No.,0 ( 6 E 12.0) (IOP 2 = - 1 , l f f l i J ^ I )
1. AR 1-12 b - ? I I
2. EG 13-24 t - ? • x ^ j i / 4 - ' - (KeV)
3. CFW 25-36 t -fCD^Oitti (keV)
4. CSL 37-48 ?- +• v*M\i (KeV/ch)
5. CCO 49-60 -tr n + > ;jwK7)x ^, ;i/4-" - (KeV)
Card Nail ( 6 X . 9F 7.0, (F 6.0. 9F 7.0) )
(10P 2 = - 1 . 1 0) £ # £ > ! ? )
1. COM (M) ffi&ft ^ 7 ^ ' ^ J h ^4-fPfi£# * fc £ £ tt S ig— t c
M = 1 , N M 1 - ? © r i l x " « ? I - ^
NCOMllCard Na 9 - C a r d N a l l £ i j i i g l A * 1 ~ 3 0
Card Nal2 (216) (N R - 0 © £ t - i J i? )
I. NEC (NiIPR(N) N E C : # i « f f l t f ? f •!• > * *
N = l , NR I P R : [ P R ? t V + ^ f o f i f i
Card Nal3 ( 2 1 6 ) (lOP 2 = 2 © £ #,&fg)
1. NC ] - 6 &J$Ht ^ y 7' t- v • x -s ? h ;u
2. NG 7 - 1 2 SUM; ^ > 7° J- > • * ' S ? h-«i>©?-+ y ^ i f c
Card Nal4 (E 8.0) (IOP 2 = 2 © £ £&£)
EG (N) l - 8 t - ? • x # Ji/*" -
Card Nal5 ( 10E 8.0) OOP 2 = 2 ffl£ # £ < g )
1. C O M ( N . I ) Jife'ffca > 7 > v • x ^ ? h ^
1 = 1 . NG
NCfflCard Nal4. Card Nal5£ | i i ILA:>3-f So
Card Na 16 ( 1 8 A 4 ) (IOP 6 = 1 © £ # £ < g ) 1. TITH) 1 -72 jglfo4t3y-7°l-> • a**? h»<D7"a ~,S>-ffl9 J hji,
1 = 1 . . 18
NCfflCard Nal6£*s&L A ^ S o
Card Nal7 ( 1 8 A 4 ) (IOP 7 = 1 © £ #£>M)
1. TITII) 1-72 * " 7 x 5 J * © * * 3 | ^ L f c r i i x ^ ^ h K O / n , * - f f l *
Card Nal8 ( 1 8 A 4 ) ( 1 0 P 8 = 1 © £ # < £ g )
1. T i l l I) 1-7 2 &lh%<Ofo&m&'£:%&Lt:rffiX'<in-Ji«D7*ay9-m
I = 1,18 9 4 l *
NSIM iffl (IOP = 0 © £ £ (iFPDH ^ - * v t A * L fcIT Hfl)
Card Ndl7. Card Nal85r i^®LA*' t " '5„
- 101 -
L NUC 1 -6
2. NMl 7-12
Card NUiQ (6E 12.0)
L AR 1 -1 2
2. EG 13 -24
3. CFW 25-36
4. C5L 37-48
5. CCO 49-60
JAERI -M 86-121
規格化コンプ卜ン・スベクトルを作成する単一ピーク r線ス
ヘクトルの核種コード番号
上記r線スベクトルのチャンネノレ数
([OP 2 =一 1. 1のとき必要)
ヒーク面積
ヒーク・エネルギー (KeV)
ヒークの半値巾 (keV)
チャンネノレrtJ(KeV/ch)
ゼロチャンネルのエネルギー CKeV)
Card Nu 11 ( 6 X. 9F 7.0/ CF 6.0. 9F 7.0) )
CIOP 2 = -1. 1のとき必要)
L COM (11) 規絡化コン7 トン・スベクトルを作成するもととなる単一ピ
M = I.NMl ークの r線スベクトル
NCOM組CardNu 9 -Card Nu 11を繰返L入力する。
Card Nu12 (216) (NR ご Oのとき必要)
1. NEC (N).IPR<N) N EC :各領域の最終チャンネノレ
N ::: 1 • NR 1 P R : 1 P Rチャンィ、 jレずつ締約
Card Nu13 (216) (JOP 2:: 2のとき必要)
1. NC 1-6 鋭枯化コンブ卜ン・スベクトル
2. NG 7-12 規格化コンプトン・スベクトルのチャンネノレ数
Card Nu14 (E 8.0) (JOP 2 = 2のとき必要)
EG小J) 1 -8 ビ ク・エネルギー
Card Nu15 (10E 8.0) (JOP 2 = 2のとき必要)
1. COM (N, I)
1 = 1. NG
規格化コンプ卜ン・スベクトル
NC組Card Nu14. Card Nu15を繰返し入力する。
Card Nu16 (18A4) ([OP6 = 1のとき必要)
1. Tl1TI I 1-72 規権化コンプトン・スベクトノレのプロッタ一周タイトノレ
1 = 1.. 18
NC組Card Nu16を繰返し入力する。
Card Nu17 ( 1 8A 4) (JOP 7 = 1のとき必要)
1. TI11 1) 1-72 ガウス分布のみを考慮した r線スベクトルのプロッタ一周タ
イトノレ
CardNu18 (18A4) (JOP8=1のとき必要)
1. TIτ11) 1--72 検出器の応答関数を考慮した r線スベクトルのプロッター用
1 :: 1. 18 タイトノレ
N5IM組(JOP::0のときはFPDHルーチンで入力したIT組)
Card Nu17. Card Nu18を繰返し入力する。
一101-
JAERI - M 8 6 - 121
Card Na2©ICAICTff t5gLfc<r-^f i j lcCard Na3~Card Nal8£A7J-#-3o
(6) R 5 } S 4 f i S # ) ^ a f f l f e " x - 9 • J O " ? ' ] -cofflBA** - ^ - i\y
(IX(I) = 6 « i # ^ g )
Card Nal ( 7I 6)
1. LIB 1 - 6 7 A 7" 7 'J -©ffl^fflmsM
^ 1 f£#SJ£fM)
- 3 mmmrn 2. LUT 1 7 - 1 2 7 -f 7" 7 ') -©iitPMUS
3. IPLOT 13-18 7 a 7 ^ - X ( i C O M © * 7 J ^ A E
- l $Ji&3*iJ
= 2 ^ « t S » S i | X ^ © x - 7 ' ^
= 3 ffl«^?'Ji^«t^giK^©x-7'^ = 4 %m^.9iWmt\^tm^Aimny-- -T>\, = 5 mmmitmm®ft§tm!t&-m'rrm!isLmc»y--y-
IV
4. ITRE 19-24 7 -f v • 7° 'J v ? - © [ J r / j ^ ^
= 0 H J 7 7 L ' A ^ 0
=i mm&m -2 T - -ffr
= 3 mm^nt-r-y^ 5. IMAl 25-30 K»^* i IMAl^ t J IMA2*-e®J ta i c -20Tf f l«^? ' J ; £ t i i 6. IMA 2 31-36 l]t&<, 7. IND 37-42 7 A 7*7 U -©&7}§SlR*l*©?i§S (LIB = 1 © £ #<&g)
= 0 yi 7'5 u -icammmftmwmofrft&-tz<, -1 7 ^ 7'7 >j - i n i ^ a ^ ^ ^ i t x - f i ^ i i j i s ^ i i i i t x ^ i
(8) r 'S^- f 7*7 |J - , 3 y / h > • x ^ ? h 7 -( 7*7 'J - f f l f - ; ? I{ l -e i> a - * (IX(I) = 8 © £ £ £ > ! 1)
Card Nal (516) 1. ING 1 - 6 rUyJ 7*7 ' J -A7j<«#
2. INC 7-12 3 > 7 " h y • x^>> h/i/A73«S
3. IOG 13-18 r IS7 -f 7*7 i)- th7^«S 4. IOC 19-24 3 y 7 " h > • x ^ ? h^(JH7j«tS
- 102 -
]AERI -M 86 -121
Card No. 2のICAIi:て指定したケース毎Ii:CardNo. 3 -Card No.18を入力する。
(61 核分裂生成物核種の核データ・ライブラリーの同形表示モジュール
([X(! 1二 6のとき必要)
Card No. 1 ( 71 6)
1. LIB 1 -6 ライブラリーの種頬の指定
核分裂生成物
= 2構造造材核種
ご 3 燃料核種
2. LUT 1 7-12 ライブラリーの論理機番
3. IPWT 13ー18 プロッター又はCOMの出力指定
:: 0 出力しない。
崩域系列
ニ 2 累積核分裂収率のテーブル
:: 3 崩域系列と累積核分裂収率のテーフソレ
二 4 累積核分裂収率と独立核分裂収率のテーブノレ
:: 5 崩場系列と累積核分裂収率と独立舷分裂収率のテープ
ノレ
4. ITRE 19-24 ライン・プリンターの出力指定
:: 0 出力しない。
崩壊系列
:: 2 テーフル
:: 3 崩壊系列とテーブル
5. lMAl 25-30 質屋数が IMA1から IMA2までの核種について崩場系列を出
6. lMA2 31-36 力する。
7. IND 37-42 ライブラリーの核分裂収率の指定 (LIB :: 1のとき必要)
:: 0 ライブラリーには累積核分裂収率のみ存在する。
ライブラリーには累積核分裂収率と独立核分裂収率が
存在する。
(81 T線ライブラリー.コンプ卜ン・スベクトルライブラリーのテータ変換モジュ-,レ
(JX(J) = 8のとき必要)
Card No. 1 ( 516)
1. !NG 1 -6 r線ライブラリー入力機番
:: 0のときは変換は行わない。
2. INC 7-12 コンプ卜ン・スベクトノレ入力機番
= 0のときは変換は行わない。
3. IOG 13 -18 r線ライブラリー出力機番
4. IOC 19-24 コンプトン・スベクト Jレ出力機番
-102-
JAERI-M 86- 121
5. IOP
19) J D D L M H ^ y . 1. LIB
25-30 &%i*y'->3 > - o ><4 j- ') -;{»£> FORMAT f t K j £ $
- 1 FORMAT ttfr b ' M t ' J - ic"£$ -;u (1X11) = 9©£§4*-g-)
2. LUTM 3. LUT1 4. LUT2 5. NN1 6. NN2 7. 1COM 8. 1ND
9. IL1S
i - 6 ? i y-7 'j - © a i g © ^ 5 E = 1 fe'5>^46Jctl - 2 ®igWt£ffi ^ 3 mmm
4 r i H 7*7 'J -7-12 JDDL mmti&m 13-18 10 7 4 7'7 ' J - l fef lUS 19-24 fF'jSt 5 7 ^ 7 ' J - fiUI&# 25-30 1 JDDL #©&fifflrt, M l : I ^ ^ N N l ^ ' i N N 2 * ^ f f l ^ a ; £ - ^ 31-36 J Pll-rSo (NNKNN2) 37-42 3 / y M - K « & & ( = 0 )
43-48 IB 7 4 7'7 ' J - » K ^ S l K $ f f l ? g S ( U B = l ® i # ^ S ) = 0 7 4 7*7 l J - ( c i i ^ « ^ » S 4 X $ W * # f f i - t 5 o = 1 7 7 4 7*7 'J - lc ' i^*^7>aiR^<!:a-3jr^7>Si |X^^
49-54 Master File A> b A * L fc^-f - 7 ©7° 'J v 1- * 7° •> a v
= 0 ftTjUiOo = i tbTj-ra,,
Card Na2 (18A4) 1. COM1 (1 . J )
1 =1,18 J - l.ICOM imft%&.t&ty}y-iy'7 'i-fti&ome; (LIB = D, tti&ztitzi-i 7*7 •>-£•«#
(10) Matrix Exponential ftfc J; 5 4 / S , ^ • © I t W . i W ^ g ' t t ' f . * ^ - ^ (IX(I) = 10©8&&g)
Ure- ' t^L/cBate man &£<$H3 Lfc±fi£. I M i M I t S * * ' ^ - ^ © A T j r - 9 tM l TT * 5 „ fc^'L. Card Na3©LCHA (iSIJKSTlgLfcli i^iJOfi^CftAffi) iNCHA
(111 ENDF/ B x - ? • 7 r 4 ^©flSrSlK-ip&lS* ->' ^ - >\, (IXII) = l l © i i ^ S )
Card Nal (3 16) 1. NF 1 - 6 fcaSfciliC-f&gS ( ^ 6 )
H 7*7 'J - © n ^ v Y (Card NaHg-SLfclCOM^ff^ATj)
- 103 -
i
p
-
-
jAERl -M 86 -121
ライブラリーの種類の指定
核分裂生成物
構造材妓種
燃料核種
r線ライブラリー
]DDL論理機番
13-18 旧ライブラリー論用機番
作成するライブラリー論問機番
25-30 1 ]DDL中の核種の内,質畳数がNN1からNN2までの核種を処
31-36J 1'11する。 (NN1く::NN2 )
コメン卜カードの枚数(= 0)
変換オプション
パイナリーからFORMAT付iご変換
FORMAT付からパイナリーに変換
= 9のとき必要)
ご D
(9) ]DDL処理モジュール([X!I)
1. LJB
25 -30 IOP 5
1 -6
=-2
3
4
7-12
19 -24
LUTM
LUT2
LUT 1
NN1
NN2
2.
3.
4.
5
旧ライブラリーの核分裂収率の指定 (LiB二1のとき必要)
ライブラリーには累積核分裂収率のみ存在する。
= 1ラライブラリーには累積妓分裂収率と独立核分裂収率が
存在する。
Master Fileから入力した核データのプリントオプション
出力しない。
出力する。
37-42 lCOM
6
7
= 0
43-48 lND 8.
49-54 lL!S 9.
二 O
ー
一一
(18A4)
ライブラリーのコメント
Card No. 2
COM 1 (1 , ] )
二1.18 (Card No. 1 指定したICOM枚だけ入力)
J二 1,ICOM
事核分裂生成物ライブラリー作成の場合 (UB= 1),作成されたライブラリーには骸分
裂収率は入っていないので.乙の処理の後(13)累積骸分裂収率計算モジュールを実
行する必要がある。
Matrix Exponentia I法による生成.崩墳量の計算と崩墳熱計算モジュー Jレ
(IXfIl =10の時必要)
(4)で説明したBateman 法を使用した生成.崩壊量計算モジュールの入力データと同じで
ある。ただし, Card No. 3のLCHA(線型Ir分解した崩壊系列の長さの最大値)とNCHA
(線型Ir分解した崩墳系列の数の最大値)は乙のモジューノレでの計算ーには使用されなL、。
ENDF/ Bデータ・ファイルの核分裂収率処理モジュール
([X( 1) ニ11のとき必要)
110)
(1li
核分裂を起乙す核種数(三五 6)
-103-
1 -6
(3 16) Card No. 1
NF
JAERI-M 86- 121
l&iiiSli&Zt&mtfA-iXl^ENDF/B © i i S
SSfflMaterial NO.
2. LUT1 7-12 ftl£-f5&a:f£»§!iK^7 7'f^©I&H13g1 3. IEF 13-18 = 0 ENDF/B-IV
= 1 ENDF/B-V Card No. 2 (616)
1. NCC(I) 1=1, NF
Card Na3 (6 16)
1. NMATil) 1= 1,NF
(12) ENDF / B ? - J - 7 7 ^ - iv ro^a^ it*.-* (1X11) =12© t # & g ) Card Na 1 ( 6 1 6 )
i. INUC i - 6 mm? - fii&mt zw& (^1000 2. ION 7-12 m^T-9 • 7 7 4 MJpdate ; t 7 ° -> 3 v
= 0 Initial (Update ( i l t t l ^ ) = 1 Update tSo = 0 ENDF / B - V = 1 ENDF / B - IV M t s i s i f - ? 7 7 4 >nsa«s IB$Jix-?7 7'f ^H31SJ# ENDF / B ma«t#
3. IEF 13-18
4. LUT1 19-24 5. LUT 2 25-30 6. LUTM 31-36
Card Na2 (1216) 1. NCC(I)
(Nccti) . 1 = 1 , INUC) 4 & g R a © = > - K # ^
1 = 1 , INUC (13) ^ a ^ S I W i t g * ; ^ - ^ (IX(I)=13ffli§^S) Card Nal (516)
1. LUT1 1 - 6 2. LUT 2 7-12 3. LUTN 13-18 4. 19-24
5. NCOM 25-30
(14) mf-S • "M 7*7 ' J - © : Card Nal (916) 1. LIB 1 - 6
IB 7 ^ 7*7 ' J - H f f l S I #
& 4 f e » i 3 i K $ 7 7 4 ^ S & H « #
ff)S-f5 7>f 7*7 ' j - n a « i #
IB 7-f 7'5 'J - O ^ f r S i R ^ O f l S
= 0 7 A 7*7 ') - I C ( ± l g « ^ » g l t 2 $ © * . # - S ^ 5 o = 1 7^f 7*7 U - l c ( i l g a ^ » ^ i | X ^ i * 4 4 ^ ^ § i R ' P * i
•=fS-t--5o
^ ^ v Y-h- KOfScifc ( = 0 )
g#r* •>".*-^ a x ( i ) = i 4 © i # ^ g )
7-r 7*7 ')~<Dmm<nmm -1 mim^ms
- 104-
2. LUT 1
3. IEF
Card No. 2 ( 6 16 )
]AERl-M 86 -121
7-12 作成する独立核分裂収率ファイルの論厚機番
13-18 = 0 ENDF,/B-IV
三 ENDF,/B-V
1. NCC(I) 核分裂を起ζす核種が入ヮているENDF/B の論用機番
1 = 1. NF
C ard No. 3 (6 1 6 )
1. NMA 11 1) 核種のMaterial NO.
1= I.NF
([2) ENDF /Bデータ・ファイ Jレの処理モジュール(IX(])ニ12のとき必要)
Card No.1 (6 1 6)
1. INUC
2. ION
3. IEF
4. LUT1
5. LUT 2
1 -6 崩壊データを処理する核積数(兵 1000)
7-12 崩壊データ・ファイルUpdateオプション
。lnitial CUpdateはしない)
Updateする。
13-18 = 0 ENDF/B-V
二 1 ENDF /B -IV
19-24 作成する崩填データファイル論理機番
25-30 旧崩壊データファイル論理機番
6. LUTM 31-36 ENDF /B論理機番
Card No. 2 ( 121 6 )
1. NCC(I)
(NCα1) • 1 = 1. INUC) 処理核種のコード番号
Iニ 1.INUC
(Jl 累積核分裂収率計算モジュール ([XII)=1加とき必要)
Card No.l (5[6)
1. LUT 1 1 -6 旧ライブラリー論理機番
2. LUT2 7-12 独立核分裂収率ファイル論理機番
3. LUTN 13-18 作成するライブラリー論理機番
4. 19-24 旧ライブラリーの核分裂収率の指定
= 0 ライブラリーには累積核分裂収率のみ存在する。
::: 1 ライブラリーには累積核分裂収率と独立核分裂収率が
存在する。
5. NCOM 25-30 :;Jメントカードの枚数(ニ 0)
([4) 核データ・ライブラリーの更新モジュール ([XII)= 14のとき必要)
Card No.1 (9[6)
1. UB 1 -6 ライブラリーの種類の指定
::: 1 核分裂生成物
- 104一
JAERI-M 86-121
2. LUT 1 7-12
3. LUTD 13-18
4. NMXD 19-24 5. LUTC 25-30
6. NMXC 31-36 7. NEC 37-42
8. NGSC 43-48 9. IND 49-54
-- 2 mmmm -- 3 mmmm 7 0 " 7 ' J - f t iS . ^iE*y°-y B y - 0 7 4 7*7 U -£8fL<fFI -£ t5o - N 7 f 7*7 'j -©Update £ ' f T o
ciHv-r 7*7 'j-naiss)
7--9y7't ^mW&M 0 © i S ( i» [gM©®ta( i ' - r ^ ' i ' %o
f ^ 7 7 - ( ^ncA->ri-5^ass Mffim-r-f>7 7-4Ji'izAr>?\.^6mmfe<!>mM& o©±
irffilif 1-? 7 7 i ' >KOx^yu+'-Sf.iS[ 49-54 IB 7 4 7*7 'J -®^7>SJR^«fiS
(LIB = 1, LUTl = 0©±#£-g) o y-i7*7')-tti±mm&ft%iw.m<?>%-ft&-?&o
-- ] 7 ^ 7*7 U -IC(i^«^7}§iJ|X^t3tit^7}SlR$^
Card Na2 (516) 1. NCOM 1 - 6 •3 * y v fi - K©tfegfc ( = 0) 2. LUTN 7-12 iff&tZyJ 7*7 'J -ffl t&StK# 3. NADD 13-18 mm®m$k 4. NUPD 19-24 mm%&&w.-f6$k 5. [LIS 25-30 ^•'A^/f•7••-^ffl7"'J
= 0 iS^JL«l>o = l IhiJ-f&o
V h # 7' •> 3 V
Card Na3 (18A4) 1. COMM(I.J)
I = 1,18 J = 1 . NCOM
y 4 75 ') -<D=i >> y Y
Card Na4 (616) (LUTC^ 0(Dt^Sm 1. NFT(l)
f = 1, NEC = 1 ( n . r ) = 2 (n . p ) = 3 (n . a) = 4 ( n , 2 n )
- 105 -
]AERl -M 86 -121
三 2 構造材核種
:-3 燃料核種
2. LUT 1 7-12 ライブラリー作成.修正オプション
ご日 ライブラリーを新しく作成する。
ー N ライブラリーのUpdateを行う。
(旧ライブラリー論理機番)
3. LUTD 13-18 崩填データファイ Jレ論理機番
:: 0のときは崩境データの処理は行わない。
4. NMXD 19-24 崩填データファイルIr入っている核種数
5. LUTC 25-30 断面積データファイノレ論理機番
::: 0のときは断面積の処理は行わない。
6. NMXC 31-36 断面積データファイノレIr入っている舷種数
7. NEC 37-42 断面積データファイルIr入っている断面積の種類数 0のと
きはコード内で吸収断面積の計算を行う。
8. NGSC 43-48 断面積データファイルのエネノレギ一群数
9. IND 49-54 旧ライブラリーの核分裂収率の指定
(LIB二 1.LUTl二 Oのとき必要)
士。 ライブラリー Irは累積絞分裂収率のみ存在する。
ライブラリーには累積核分裂収率と独立核分裂収率が
存在する。
Card No. 2 (516)
1. NCOM 1 -6 コメントカードの枚数(=0)
2. LUTN 7-12 作成するライブラリーの論理機番
3. NADD 13-18 追加核種数
4. NUPD 19-24 核種名を変更する数
5. [L!S 25-30 読み込んだデータのプリントオプション
= 0 出力しない。
出力する。
Card No. 3 ( 18A4)
1. COMM CI. J ) ライブラリーのコメント
lニ1.18
J = 1. NCOM
Card No. 4 (616) (LUTC二 Oのとき必要)
1. NFTI!) 断面積の種類の指定
1= 1. NEC ご (n. r)
ご 2 (n. p)
ご 3 (n. a)
=4 (n.2n)
-105-
JAERI-M 86-121
= 5 (n ,3n) = 6 absorption
Card Na5 (819) (NADD> 0 © t # i&H) 1. NUCLII) i i j D # 5 » a 3 - KNa£A7rfS 0
1 = l.NADD Card No.6 (4 (12. IX. 16. 19) ) (NUPD > © £ £&g)
i. NSBQ 1-2 mtmm&ti&?>m&<Di\m%rJ%o msao-cx^o 2. NOLD 4 - 9 IBt£S=i-K:g 3. NNEW 10-18 f f S S ^ - K g NSEQ. NOLD. NNEW %m}PD®M'0MLAijtZo
3.6.2 H i W M (1) fef-J • 7 4 7*7 'J -fFfiSc^r^ i - / l /
1. A 7 j f - ? © 'Jx h 2. 7 4 7*7 'J - ( ILIS=1©£#)
(2) $7°-9 • ? 4 7*7 U -IgiE. i l f ln*->*i -* 1. Af]f-9(D U x (• 2. 5 4 7*7 'J - f g l E x - ? 3. 5 4 7*7 ' J - (ILIS=lffl£#)
(3) S f - * ' 7 - f ^ 7 l J - t f i ^ - i a - * 1. A t / x - ^ f f l 'J x b 2. 7 4 7*7 D - (ILIS=1©£#)
(4) Bateman &IC «fc 5£fiS, fflaft©It»£ffl««-|t^* i*^ - ^ 1. A f t x - ? © 1 . ) * h 2. H h * 3. 5 4 7*7 'J - (ILIS= l f f l £ i ) 4. mmmma^a^.i&m(Dim^m
7. mWt&K 1 96i>A±om^^i-^mm<otiiiJj 8. ( a , n ) 137 PTotal Neutron Flux„ 9. @%^7>S"t't4 ;f 137 gfTotal Neutron Flux 0
X 5,6,7,8.9**iT EmiQ&llhtlZilZo (5) r t S x ^ ^ h ^ I t S * ^ ^ - ^
1. J O * 2. A 7 J r - J © llx h 3. 7-*8©£&rt. r « S ¥ ^ " t * * * * -
106-
JAERI -M 86 -121
= 5 (n • 3n)
= 6 absorption
Card No. 5 ( 8[9) (NADD> 0のとき必要)
1. NUCL 11) 追加する核種コードNuを入力する。
1 = l,NADD
Card Nu6 (4 ([2. 1X,16,(9)) (NUPD>のとき必要)
1. NS回 1 -2 同じ核種名がある場合の順序番号。通常は OでよL、。
2. NOLD 4 -9 旧核種コード名
3. NNEW 10 -18 新核種コード名
NSEQ, NOLD. NNEW をNUPD回繰り返し入力する。
3.6.2 出力形式
( 11 核データ・ライブラリー作成モジュー/レ
1. 入力データのリスト
2. ライブラリー([L!S= 1のとき)
(21 核データ・ライブラリー修正.追加モジュー Jレ
1. 入力データのリスト
2 ライブラリー修正データ
3. ライブラリー([L!Sニlのとき)
(31 核データ・ライプラリー出力モジューノレ
I 入力データのリスト
2 ライブラリー([L!S= 1のとき)
(41 Bateman 法ILよる生成.崩墳畳の計算と崩嬢熱計算モジュー/レ
1. 入力データのリスト
2 タイトノレ
3. ライブラリー (IL!S::1のとき)
4. 照射履歴および生成量の計算時刻
5. 各核種の原子数およびそれらの総和
6. fi線鴎填熱およびT線鴎填熱およびα線崩墳熱の各核種毎の崩墳熱とそれらの総星。
およびそれらの原子炉出力に対する害Ij合。
7. 崩墳熱IC::1 %以上の寄与をする核種の出力J
8. (a. n) 137群TotalNeutron Flux。
9. 自発核分裂中性子137群Total Neutron Flux。
量 5,6,7,8,9が iT回繰り返し出力される。
(51 T線スベクトノレ計算モジューノレ
1. タイトノレ
2目 入力データのリスト
3. T線の全強度 T線平均エネノレギー
-106-
JAERI-M 86-121
4. S i - v l S f - ^ f f l j K t h f e a g . r l i ? * + ' - , &mts£tf£rWli&Wtii*?>m&
(.£r®&mitftixt'v&m<om$ztt^rm:£Bii}-??>fr£FRACfcTi%mi-z) 5. 4&fcii21fcA3fj®riSx^? h JU
7. SUS-ft >7° h y. x ^ ? h ^&J;r;5,6©rlSx'^ I- Affl/n 7 h (^-w*i I 0 P 6 = 1, I 0 P 7 = 1, [ 0 P 8 = 1 © £ # ) o r-^t£7'vv? -<DftmT~? btht]
8. f i - ^ / ' J v h (IOP5^ l f f l i i )
(6) &5i$k'$itiSm®mv>fcT ~ 9 - 7 0 ' 7 'J - c o K l K a ^ ^ - y ' ^ - ^
1. Ai]T-9<n ' Jx h
2. i E ^ S T ^ 7-fe--y
(7) JDDL M H * - y ' ^ - ^
1. Ai]T~S<D 'J •> h
2. JDDL Z>A7J7"'J y h (IUS= 1 )
3. 7 0 " ? i J -
(8) E N D F / B T - ? • 7 7 ^ K O S 7 ) § f t l t ^ a - ' i '
1. Atf*-9<D ' J x 1-
2. $ # H i i K ^ © a 3 i & © £ W B © & ! t i K 5 p (%)
(9) E N D F / B f - * 7 H ^OfflJ^f 1 - ? M ^ y : ^ - ^
1. Af]?-5><D ' Jx h
2. ftILfclIfflif-^ffl7'lJ>h
1. A J] T-•?<?) ') X |»
2. ?• J: -/ ? 7° 'J y H
3. ^^sjR^roasso^^aw^itJR^ (%)
5. mmm^m.um (11) i f - * i 7 ' f 7 ' 7 l J - f f l ! ! S ) i t i 7 i - *
(ENDF/B f - ^ ^ M L f c ? ? ^ ^ ® ^ )
1. A 7 7 x - ? © ' Jx h
2. ? x 7 ^ T 1 ' ; >!- (ILIS= 1 ffli#) 3. J U i L f c S I S i S i ^ - K # f ffl/'J y h (ILIS= O c D i S )
- 107 -
JAERl-M 86 -121
4. 強い r線ピークの放出核種名 r線エネノレギー.強度および全r線強度IC対する割合
(全 r線強度に対してと、の程度の寄与を持つ T線を出力するかをFRACIζて指定する)
5 検出器IC入る前の T線スベクトノレ
6. 検出器の応答関数を考慮した T線スベクトノレ
7. 規格化コンプ卜ン.スベクトノレおよび 5,6の T線スベクトルのプロット(それぞれ
IOP 6 = 1. IOP 7 = 1. IOP8 = 1のとき)。乙 JJときプロッターの作関データも出力
される。
8 チェッタフ。リント(lOP5二 1のとき)
(61 核分裂生成物核種の核データ・ライブラリーの阿形表示モジュール
1. 入力データのリスト
2. 変換完了メソセージ
(7) JDDL処理モジュール
l 入力データのリシト
2. ]DDLの入力プリント ([US二 1)
3. ライブラリー
(8) ENDF /Bデータ・ファイルの核分裂処理モジュール
1. 入力データのリスト
2. 核分裂収率の種類毎の全核栂の合計収率(%)
(9) ENDF /Bデータファイルの崩境データ処理モジューノレ
1. 入力データのリスト
2. 処理した核種の核データのプリン卜
側累積核分裂収率の計算モジュール
1. 入力データのリス卜
2. チェッタフ。リント
3. 核分裂収率の種類毎の全核種の合計収率(%)
4. 独立核分裂収率
5. 累積核分裂収率
(]J) 核データ・ライブラリーの更新モジュール
CENDF /8データを処理したファイルとの結合)
1. 入力データのリス卜
2, チェックプリント([LlS=lのとき〕
3 処理した核種数と核種コード番号のプリント CJLlSこ Oのとき〕
- 107一
JAERI-M 86-121
3. 6. 3 v>" 3 7'UmiC
FACOM M200 •> * x A £ if ij ffl 3 J f £ » * 3 7$lJSl £ £ & K ^to
//JCIG JOB // EXEC JCLG //SYSIN DD DATA/DLM='++' // JUSER
T.5 C.S 1.4 W.4 P.O OPN GRP NLP OPTP MSGLEVEL=(1/1)/N0TIFY=J9139,PASSW0RD= //«
//* COMRAD MQOEFIEO //« //COMRAD EXEC LMG0/LM=J9999.COMRAD //FTOlFOOl 05 0SN=J9999.JDDLACT.0ATA/DISP=SHR,LA8EL=(,,/IN5 (J) //FT02F001 DO DSN=8SF02/DISP=(NEW,PASS/DELETE)/ // DC3=(RECFM=VBS,LRECL=19064,3LKSIZE=19368>/ // SPACE=(TRK/(100,50)>,UNIT=WK10 //FT04F001 DO DSN = J 9999 . J DOLFP . DATA/ D I SP=SHR, LA8EL= (/, , I N> © //FT1OF0O1 00 OSN=SSF10,DISP=(NEW/PASS/OELETE)/ // DCB=(RECFM=VBS,LRECL=19064;BLKSIZ£=19068), // SPACE=CTRK/C100/S0))/UNIT=WK10 //FT11F001 DO DSN=J9999.ALPHPIJ.DATA/0 ISP = SHR/LABEL= ( / , / I N > C§) //FT12F001 DO DSN=J9999.ALPHACAL.DATA/0ISP=SHR,LABEL=(///IN) //FT14F001 00 DSN=J9999.SP0NTL.0ATA/DISP=SHR,LABEL=(,,,IN) <2> //FT15F001 DD DSN=J9999.SFCAL.DATA/DISP=SHR/LA8EL=(,,/IN> ^ //FT19F001 00 DSN=&SF19/DISP=CNEW/PASS/DELETE>, // DCB=(RECFM=VBS/LRECL=19064/8LKSIZE=19068)/ // SPACE=(TRK/(100/50)>/UNIT=WK10 _ //FT70F001 00 DSN = J9999.0NEGLPAT.DATA/DISP = SHR/LABEL=<///IN> © //FT71F001 DD DSN=J9999.0NEGLPFP.DATA/0ISP=SHR,LABEL=(///IN> (6) //FT98F001 DO DSN = &8F98,0 ISP=(NEW,PASS/DELETE) / // DC3=(RECFM=VBS/LRECL=19064/BLKSIZE=19068), // SPACE=(TRK/(100/50>)/UNIT=WK10 //FT99F001 00 0SN=S&F99/D1SP=(NEW/PASS/DELETE)/ // DCB=(RECFM=VBS/LRECL=19064,BLKSIZE=190685, // SPACE=(TRK,(100/50))/UNIT=WK10 // EXPAND GRNLP //SYSIN DD DSN=J9999.CMRDINPT.DATA(PWRCAL),DISP=SHR © + + //
® : T ^ - K f e S © ^ - : ? • 7-f 7*7 ' J - © : PWR7??-- K H f J E ^ - f 7 ' 7 <) ® •• %ft§l&tiitfto<D®-r - * • 7 -f 7* 7 'J - © : PWR^7}S±f ig# 1 i¥£&?>f 7'7 y -
0> • S f g & £ S ! ! * t t T ± < £ * i t S f f l 7 4 7'7 'J -
- 108 -
JAERI -M 86 -121
3.6.3 ジョブ制御文
FACOM M200システムを利用する場合のジョブ制御文を次iζ示す。
IIJCLG JOB 11 EHC JCLG IISYSIN 00 DATA,DL円程'++・1/ JUSER
T.5 C.5 1.4 W.4 P.O 口PN GRP NLP 日PTP 阿SGLEVEL=(1,1),NOTIFY=J9139,PASSWORD=
11竃
11. COMRAD 阿口DEF!ED
11' IIC日開RAD EXEC L阿GO,L阿=J9999.C日開RAD
IIFT01FOOl Dv DSN=J9999.JDDLACT.DATA,DISP=SHR,LABEL=(…IN) 一一ーのIIFT02FOOl DD DSN= 畠 &F02 , DISP=(NE~ , PASS , DELETE) ,
11 DC9=(RECF阿=VBS,LRECL=19064,6LKSIZE=1中:)68),11 SPACE=(TRK,(100,50)),UNIT=凶Kl0
IIFT04FOOl DD DSN=J9999.JDDLFP.DATA,DISP=SHR,LA6EL=(" ,IN) 一一-(2iIIFT10FOOl DD OSN=畠&F10,OISP=(NEW,PASS,DELETE),11 DCB=(RECF阿=VBS,LRECL=19064;BLKSIZE=19068),11 SPACE=(TRKパ 100,50)),UNIT=WK10
IIFr.1FOOl DD DSN=J9999.ALPHPIJ.DATA,DISP=SHR,LABEL=(" ,IN)ーーーーー一べ2JIIFT12FOOl 00 DSN=J9999.ALPHACAL.DATA,DISP=SHR,LABEL=(" ,IN)
IIFT14FOOl DD DSN=J9999.SPONTL.DATA,DISP=SHR,LABEL=(" ,IN) ーー一一一r4'IIFT15FOOl DD DSN=J9999.SFCAL.DATA,DISP=SHR,LABEL=(" ,IN) 、d
IIFT19FOOl DD DSN=畠&F19,DISP=(NEW,PASS,DELETE),11 DCB=(RECF阿=VBS,LRECL=19064,6LKSIZE=19068),11 SPACE=(TRK,(100,50)),UNIT=WK10 ‘
IIFT70FOOl DD DSN=J9999.口NEGLPAT.DATA,DISP=SHR,LABEL=(" ,IN)ー一ー一一-{ち;IIFi71FOOl DO DSNzJ99円 .ONEGLPFP.DATA,DISP=SHR,LABEL=(" ,IN)一一一-(ρIIFT98FOOl DD DSN=&畠F98,DISP=(NEW,PASS,DELETE),11 DC6=【RECF阿=VBS,LRECL=19064,BLKSIZE=19068),11 SPACE=(TRK,(100,50)),UNIT=WK10
IIFT99FOOl DD DSN=畠畠 F99,DISPz(NEW,PASS,DELETE),11 DCB=(RECF阿=VBS,LRECL=19064,BLKSIZE=19068),11 SPACE=【TRK,(100,50)),UNIT=WK1011 EXPAND GRNLP
IISYSIN DD OSN=J9999.CMRDINPT.DATA(PWRCAL),OISP=SHR 一一一一⑦++ 11
①:アクチニド核種の核データ・ライブラリー
②:核分裂生成物の核テータ・ライブラリー
③ (α, n)中性子生成ライブラリー
④:自発核分裂中性子生成量計算用ライブラリー
-108-
⑤: PWRアクチニド 1群定数ライブラリー
⑥: PWR核分裂生成物 l群定数ライブラリー
⑦:入力データ
JAERI-M 86-121
4. tf % m
4.1 ®Mit#
•&?- vm\nmt u , pwR<z>-fe;u¥i9ifc"/j$94.06 (w/cc)iLfci#-&»fe-«*4^affl
* t W & [ i « g g f c = i - KrtT'JIW.L. iS«Tffi»fc»K(t-ertjfLTffffl 'rs„
» ^ a t ^ » T i m e stepttl-lOstepiTT- J t = 64.033 [J ( Ctumf&fg. 2000 MWD/MTU lc ffl^-fS) . ll~-22step f C J t = 80.041 H (C t i l i n g 2500MWD/MTU ( c f f i ^ S ) ffl22step T I T T / T O
2 3 5 U 2 . 6 7 x l 0 2 0 (flti/ccc) 2 3 8U 7.4849X1 o" ( 1 / c c )
A ^ J ^ T a b l e 8 l c . !ij;^j£Tab!e 9ic,^to X, ItimSfflffiffiffilcfctt 5 J t S § © « ^!t£ORIGEN&C/ORIGEN2 i i t feLFig. 16lc*f-„ &&"8flifc£;^««lc*J-r5<il |S]fiA Bss^-a$*i- ; i ' . r i -^3- KRs-r-50* M±.<Dm&4-f zwm$>&io, ^mmtfemtz
- 109 -
]AERI -M 86 -121
4. 計 算 伺j
4.1 燃焼計算
本コードの計算例として, PWR,のセノレ平均出力を 94.06 (W /CC)とした場合の核燃料核種の
生成長室,放射能.崩壊熱および自発紘分裂中性 f放HJ量の計算をした。
中性子束は燃焼度毎Iζ コード内で計算し, 1 /咋断面積も燃焼度で内挿ーして使用する。
燃焼計算のTimestepは 1-10stepまで Jt=64.033H (乙れは燃焼度 2000MWD/MTU IC
相、うする), 1I-22step まで.1t= 80.041日(これは燃焼度 2500MWD/MTUIC相当する)
の 22stepで行った。
初期原子数個数密度は
235U 2.67 x 10叫 (制ノ.cc c )
238U 7.4849XIげ (fllij/cd
以上の条例で計算を行った。
入力例をTable8 1[,出力例をTable9lc示す。又.計算結果の焼焼度における核種毎の個数
密度をO悶GEN及びO悶GEN2と比較しFig.161C示す。各被種個数密度の燃焼IC対する傾向は大
略良い一致を示す,ト, ~I 算コード聞で 50 %以上の差が生ずる絞種もあり.今後さらに使用する
デ -9を検討する必要がある。
-109ー
JAERI - M 86-121
Table 8 Sample c if Input data
1 4
BURN-UP CALCULATION 1 OF ACTINIDE MATERIALS CATJDCSUP+1-GR) 001
3 1 2 0 0 0 0 0 12 11 15 19 " L9 1 0 30 100 1
002 64.033 0 0 -4 123.066 0 o o 192.099 0 o o 256.132 0 o Q 320.165 0 o o 384.198 0 o o 448.231 512.264 0
0 0 o
0 o 576.297 0 0 o 640.330 0 0 o 720.371 0 0 o 800.412 0 0 o 330.453
960.494 0 0
0 o
0 o 1080.492 0 o o 1140.492
1325.492 0 0
0 o
0 o 1505.492 0 o o 1690.492
003 0 0 0 94.06 94.06 94.06
94, 94 94.
.06
.06
.06 94. 94.
06 06
94 94
.06
.06 94 94
.06
.06 94.06 94.06
005 64.033 1 128.066 1 192.099 i
256.132 1 320.16S 1 384.198 1 448.231 1 512.264 1 S76.297 1 640.330 1 720.371 1 800.412 1 880.453 1 960.494 1080.492 1140.492 1 1325.492 1505.492 i
1690.492 006 922350 2.6700E+20 922360 0. .OOOOE+00 922380 7.4849E+21
008 80170 5.4<
007 0
?97E+18 30180 3. .28055+19 80170 5.4< 007
0 999
7-R
14
- n o -
]AERI -M 86 -121
Sample of input data Table 8
-ーーー竃・ーーー1----a-ーー-2-ーーー・ー・ー-3----a-ーーーらー---竃ー---'5-鴫ーー・ーーー-6----a----7-R
1
4
自URN-UP CALCULATION OF 001
ACTINIDE 阿ATERIALS CATJDCSUP+1・GRl
14. 15 11
吋
000000000000000000
12
、
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1 19
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94.06 94.0ι
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・av--司
l-守』.句A
・勾1.
‘ゐ句A
・4444勾ゐ勾1
・
1
守
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9ι.06 9ゐ.06
94.06 94..06
宇4.0694.06 9ゐ.06
3 19
002 64.033 ~28.066 192.099 256.132 320.165 384.198 448.231 512.264 576.297 640.330 720.371 800.412 880.453 960.ら宇ら
1080.ι92 1140.492 1325.ι92 1505.492 1690.ら92
003 94.06 940.06 94.06
005 6ゐ.03;
128.066 192.099 256.132 320.165 384.198 448.231 512.26ゐ576.297 640.330 720.371 800. ,・12880.ゐ53960.ゐ94
1080.ι92 11ゐ0.4921325.ら宇21505.492 1690.ι92
006 922350 7.ιSゐ9E+21922380 O.OOOOE+OO
-110ー
3.280SE+19
922360
80180
2.6700E+20
S.4997E+18 008 80170
007 o
999
JAERI-M 8 6 - 121
Tab le 9 Sample of o u t p u t d a t a
CASE- 1 GENERAL CONTROL OPTION
' LIS KINO OF LIBRARY < 1 / 2/3«FP/CLAD/ACT) 3 ' LUT1 LIBRARY UNIT NO. 1 ' 10ISK OUTPUT FILE UNIT NO (O/N=NO/0UTPUT) 2 ' NNL'O NUMBER OF NUCLIDE (O/N-ALL/N'* 0 > NCI NUCLIDE NUMBER-1 0 ' NC2 NUCLIOE NUMBER-2 0 - KPAR PARENT OPTION <0/1=N0/YES) 0 i ILIS LIST OPTION <OM*NO/YES) 0 i IAOPT <A,N> OPTION (-1/0/N-PRT/NO/FKE) 12 i IP1J tA,N) PIJ LIBRARY UNIT NO. 11 ISFOPT SPONTANEOUS FISS OPT I ON(0/1= N0/Y£S) 15 LIBSF SPONTANEOUS FISS LIBRARY UNIT iQ. 14 ITS NUMBER OF TIME STEP 19 IT NUMBER OF OUTPUT TIME 19 INIT INITIAL ATOM-NUMBER INPUT OPTION
<0/l=NO/INPUT) 1 ITOP ACCURATE CAL. OPTION C0/1=N0/YES) 0 LCHA MAXIMUM LENGTH OF LINEAR CHAIN 30 NCHA MAXIMUM NUMBER OF LINEAR CHAIN IOC 1013 UNIT NO. FOR PLOTTING 0 IND FISSION YIELD (0/1=CUM/INDSCLM) 1
NMAX NUMBER OF NUCLIDES IN LIBRARY 378 NPAR NUMBER OF PARENTS IN LIBRARY 7 NFIS NUMBER OF FISSION YIELDS IN LIBRARY 0 NGS NUMBER OF GROUPS 27 NEJT NUMBER OF NEUTRON X-SECT IN LIBRARY 3 KSC NUMBER OF NEUTRON CROSS SECTION 43 NCU NUMBER OF COMMENTS CUOROSJ 18
RESERVED STORAGE 158000 USED STORAGE 40734
FLX= 0.18914E+15 AVG= 0.10000E*01 TIME STEP 1 CALCULATED FLUX - 0.1B914E+15 TIME STEP 1 CALCULATED BURN UP - 0.1967U*04 GRAM - 0.3061BE»01
«•'< t t . . t . . . . n CALCULATION INPUT DATA i >•>*>*•••a •••s*•* BURN-UP CALCULATION OF ACTINIOE MATERIALS tATJ DC SUP • 1 -GR )
IRRADIATION AND COOLING TIME POWER FLUX
6.403E+01-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.4060OE»Ol WATT 1.891456*14 1.281E*02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E*01 WATT 0.0 1.921E+02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E+01 WATT 0.0 2-561E+02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E+01 WATT 0.0 3.202E+O2-0AY 0.0 -HOUR 0.3 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E+01 WATT 0.0
- Ill -
]AERI -M 86ー 121
Table 9 Sample of output data
刷・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2・・・・盆・・・.CASE- 1 GENER.l.L C口NTROL QPTI口M ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ .. Ll8 J:.IND 口F LIBR.l.R'I" (1/2/3", FP/CLAO/ACTl ・lUT1 L I9RAR't' UNI T N口.• IOISK. QuTPUT FILE UNlT "10 (O/N=NQ/QuTPUT) ・NNじ NU阿BER OF NUCLIDE <O/N=ALL/N、• NCl NUCLlDE NU附BER・1• NC2 NUClIOE NUMBER-2 . I(PAR PARENT QPT ION (0/1冨 NOIγE5J
・lL15 Llsr QPTtON (O/lzNQ/'r'ESl
• [A口PT ("'~N) QPTI0N (・ t/O/N=PRT/NO/FIlE)
・IP!J C.A, N) PIJ LIBR.ARγUNJT NO.
• lSFQPT SPONTANEOuS F!SS QPTIO", CO/l=旬01'1'E S)
・llBSF SPQNTANEOUS nss Ll8RARγ UN IT 噌日.• lT8 NU,....eER OF Tl阿E S TEP
.JT 州U/l49ER QF OUTPUT Tl"'E • INIT INITIAL .ATOl"1-NU阿BER !NPUT OPTI~ 阿
・ <O/l=NO/IHPUT}.JT日 ACCURATE CAl. QPTI口N CO/l=NO/YES) • LCHA 問AKIMU州 LENGTH QF LINEA向 CHAIN
• NCI.iA 拘AXl'""U何 NU阿8ER QF LINEAR CHAIN
・1013 ~NIT "10. FQR PLOTTING
• lND ;:rSSl0N Y!ELO (O/l=CUMIINO ‘ C l,; ~l .
3
1 ・2 ・
0 ・12 ・11 ・15
t< ・t9 ・19
1 ・'0 ・
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........... ...・・・・・・・ 2・・・・・・・・・・・・・・・・ CALCULATION INPU τ DA T.I. .............. ....................... .
............. 8uRN-UP CALCULATION OF ACTINl!H 阿ATER [AL S 【ATJOCSUP・1司 GRJ
-・・・・ IRRAOZ.l.TlON ANO COOLlkG T!阿E POWER FLUIC
6.‘03E +01・OAY 0.0 I.ZBIE・02-0.γ0.01. 921Eφ02-0AY 0.0
Z. 56 tEφ02-0.1.'1' 0.0
'.202E・02-0AY 0.0
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-HQUR 0.0 -HQUR 0.0
-HOUR 0.:> -HOUR D.:::
ー同 1N 0.0 -附 IN 0.0 -円 IN 0.0 '阿 IN 0.0 -阿 1N 0.0
-SEC 9.ι0600E・01 WATT 1.89U2e・14-SEC 9. 40600e・01 WATT 0.0 -5 EC 9.ι0600E+01 WATT 0.0 ・SEC 9.40600Eφ01 WATT 0.0 -SEC 9.40600E+Ol WATT 0.0
- 111 -
JAERI-M 86-121
3.842E»02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E*01 WATT 0.0 4.482E»02-0AY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E*01 WATT 0.0 5.123E<02-0AY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.t0600E»01 WATT 0.0 5 .763E*02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E*01 WATT 0.0 4.403E»02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC 9.40600E»01 WATT 0.0 7.204E»02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -"IN 0.0 8.00iE*02-0AY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 8.805E+02-0AY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 9.605E«02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 1.08OE»O3-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 1.140E<03-0AY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 1.325E«03-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 1.505E*03-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 1 .690E«03-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0
FISSION RATIO
OUTPUT TIME AND PRINT CONTROL (0/1/2/3=0ETAIL/MEOIUM/SIMPLE/NO) ,
-SEC 9 .40600E • 01 WATT 0 .0 -SEC 9 .40600E • 01 WATT 0 .0 -SEC 9 .40600E • 01 WATT 0 .0 -SEC 9 .40600E •01 WATT 0 .0 -SEC 0 .0 WATT 0 .0 -SEC 0 .0 WATT 0, .0 -SEC 0, .0 WATT 0. ,0 -SEC 0. .0 WATT 0. .0 -SEC 0, ,0 UATT 0. ,0
6 .403E«01-DAY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 1 .281E*02-DAY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 1 .?21E»02-DAY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 2 .561E«02-0AY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 3 .202E»02-0AY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 3 .842E«02-0AY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 4 .482E»02-D«Y 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC S. .123E*02-0AY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 5 .763E»02-OAr 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 6. .403E»02-0AY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 7. .204E»02-DAY 0 .0 -HOUR 0 .0 -MIN 0.0 -SEC 8 ,004E*02-DAY 0, .0 -HOUR 0. .0 -MIN 0.0 -SEC S. .80SE»02-DAY 0, .0 -HOUR 0. .0 -MIN 0.0 -SEC 9, ,60SE*02-OAY 0. ,0 -HOUR 0, ,0 -MIN 0.0 -SEC 1, .080E*03-0AY 0. ,0 -HOUR 0. ,0 -MIN 0.0 -SEC 1 . ,U0E*03-0AY 0. ,0 -HOUR 0. .0 -MIN 0.0 -SEC 1 . 325E-03-0AY 0. 0 -HOUR 0. 0 -MIN 0.0 -SEC 1 . 505E>O3-0AY 0. 0 -HOUR 0. 0 -MIN 0.0 -SEC 1. 690E'03-OAY 0. 0 -«"U" 0. c -MIN 0.0 -Stl
- 112 -
]AERI -M 86 -121
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-"" [N 0.0 -附 1N 0.0
-HOUR 0.0 -HOUR 0.0 -HOUR 0.0 -HQU肉 0.0
-HQUR 0.0 -HQUR 0.0 -HOUR 0.0 -HOUR 0.0 -HOUR 0.0 -HOUR 0.0
-HOUR 0.0 -HOUR 0.0 -HOUR 0.0 -HQUR 0.0
3.842 E・02・DAy 0.0
, .‘82 f・02-0'¥Y 0.0 5.123f・OZ-OAY 0.0
5.763f・02-0AY 0.0
6. '03f ・ 02 ・ ~AY 0.0 7.Z04Eφ02-0AY 0.0
8.004E+02-DAY 0.0 8.805E+02・OAY 0.0
9.605f・02-0AY 0.0 1.080f+03-0AY 0.0
I.I'OE・03・OAY 0.0 1.325f・03・OAY 0.0 1. 50雪Eφ03・OAY 0.0 1.690fφ03・OAY 0.0
FISSION RATIO
PR IN1'
1111111111111001010
-・・・・ OUTPur TI~E AND PRINT CQNT白Ol (0J112/3=DETAILiMEOIU附151阿PlE/N01,
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-IfC -SfC -5 fC -5 fC -SEC -SfC -SfC -If(
-S fC -I fC -I e C -IEC -lfC
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••••••••••.•••••••• 611233ι556788911111
• • • BURN-UP CALCULATION OF ACTINIDE M A I E R I A I S (AT J DC SUP•1-GR> t - .
• • . CUTPIJI I IME 6 . t 0 3 E « 0 1 - D A Y 0 . 0 -HOUR 0 . 0 -M IN 0 . 0 - S I C • • •
NUCLIDE ATOM NUMBER A C T I V I T Y DECAY HEAT (WATT) UNPCNOUS NUCL. CONTR. (WATT) (CURIE) ALPHA BETA GAMMA TOTAL BETA GAMMA TOTAL
SUMMA'ION 7 . 7 3 5 9 2 D * 2 1 6 . 5 9 9 t 5 D « 0 1 4 . 9 8 4 1 2 D - 0 6 1 . 0 1 7 6 4 D - 0 1 3 . 1 3 W 8 D - 0 2 3 . B B 8 9 9 0 - O 1 0 . 0 0 . 0 0 . 0 UNCNO«N(0/0> ( 0 . 0 ) ( 0 . 0 ) ( 0 . 0 ) ( 1/0=.POWER ) S . 2 9 8 8 7 E - 0 8 1 . 0 8 1 9 0 E - 0 3 3 . 3 3 2 7 1 E - 0 4 4 . 1 3 4 5 8 E - 0 3 ( 1/T^TAL EMISSION ) 1 . 2 8 1 6 0 E - 0 5 2 . 6 1 6 7 2 E - 0 T 8 . 0 6 0 6 1 E - 0 2 l . O 0 0 0 0 E « 0 C
• . . SUMMARY TABLE OF IMPORTANT NUCLIDE IN DECAY HEAT (ABOVE 1 . 0 0 PERCENT) • • «
NUCLIDE ATOM NUMBER ACTIV ITY A (N> /T0TA B ( N ) / T O T B G(N) /TOTG ABG(N)/TOTAOG ACTIVITY A(N)/T0TA (CURIE)
3.?9t0BE*0I 0.0 3.29t26E»01 0.0
U 2 3 9 2 . 4 8 3 5 2 E « 1 5 3 . ? 9 t 0 B E * 0 I 0 . 0 7 . 7 1 2 4 3 E - 0 I 3 . 0 6 6 8 9 E - 0 1 6 . 6 I 8 3 1 E - 0 I NF239 3 . 5 7 7 9 9 E » 1 7 3 . 2 9 t 2 6 E » 0 1 0 . 0 2 . 2 8 3 0 1 E - 0 1 6 . 9 1 5 8 5 E - 0 1 3 . 3 7 3 9 1 E - 0 1
TC"AL 3 . 6 0 2 8 2 E » 1 7 6 . 5 8 8 3 4 E » 0 1 0 . 0 9 . 9 9 5 6 4 E - 0 ! 9 . 9 8 2 7 1 F - 0 1 9 . 9 9 2 7 U - 0 1
> w 2
-$ 【E
AC1JNIDE 附ATERIAlS (ATJDCSUP・1-Gn)-HIN 0.0 tfOUk 0.0
aURN-IJP (AlCUlATI0N QF
6.ι03(・01-0AY 0.0 :::UTPljl '1例E ---
ー UNKNO~ 、 NUCL. CQHTR. (WATτ 》 ーー時ー
BE 1 A GA門門 TQTAL
0.0 0.0 0.0
rOTAL
\.0176~D-Ol 3.134780-02 3.888990-01 (0.0 ) (Q.O ) (0.0
1.06190E-03 3.33274E-04 4.134SBf-03 2.61672E-Ol 8.06064E-02 1.00000E+OO
(WA TT)
GA阿例ADEC.AY HEAT
BETA ALPHA
t..981.12D-06
S.29887E-OB 1.28160(-05
ACTlV1TY ICURIεp
6.599<50 ・01
"10M NUMBER
su判例~-[ON 7.73~92D+21
UN(NC.柑 (0/0)
( 1I0=.POWER 1 ( lIT:TAL E附JSSION )
HUC'_lDE
]〉回出
l冨∞由】NH
1.00 PERCENTl ・・・ABG(N)/TOTAOG
6.6IB31E-Ol 3.37391E-01
9.99??1E-01
GCN)/TOTG
3.06689E-01 6.91585[-01
9.9B27l.F-Ol
(ABOVE
D(N)/TOTB
ア.ア 1263E・01
2.2B30lE-Ol
9.99'l61.E-Ol
••• SU例附ARY TABLE OF IHPQRτANl NUCl10E IN DECAY HEAT
A(N}/1QTA
0.0
0.0
0.0
ACTIV!TY (CUR1E)
3.29‘08E+O) 3.29<26E・016.ラ8B3‘E・01
"10M NU阿8ER
2.ι83S2E・15
3.57799E'17
3.6QeB2E・17
NUCLlOE
U 239 NF239
TC-Al
lHHω!
JAERI-M 86- 121
CALCULATED SPONTANEOUS FISSION TOTAL SPONTANEOUS FISSION 0.B8607E-01 »««• 137 GROUP CALCULATED SPONTANEOUS FISSION ••
1 0.43779E-05 51 0.41693E-04 101 0.17089E -11 2 O.U106E-04 52 0.34657E-04 102 0.U378E 11 3 0.38846E-04 53 0.2B800E-04 103 0.68127E 12 4 0.93083E-04 54 0.23925E-04 104 0.31864E 12 5 0.19720E-03 55 0.19871E-O4 105 0.4773OE 13 6 0.37461E-03 56 0.16500E-04 106 0.2B631E 14 7 0.64618E-03 57 0.25070E-04 107 0.3151IE 25 8 0.10234E-02 58 0.17269E-04 108 0.0 9 0.15031E-02 59 0.11889E-04 109 0.0 10 0.20651E-02 60 0.81825E-05 110 0.0 11 0.26746E-02 61 J.56296E-0S 111 0.0 12 0.32881E-02 62 0.38723E-05 112 0.0 13 0.38602E-02 63 0.26630E-O5 113 0.0 14 0.43511E-02 64 0.18311E-05 114 0.0 IS 0.47312E-02 65 0.12589E-05 115 0.0 16 0.49836E-O2 66 0.86546E-06 116 0.0 17 O..S1042E-O2 67 0.59492E-0I, 117 0.0 18 O.S099BE-02 68 0.40892E-O6 118 0.0 19 0.49851E-02 69 0.28105E-06 119 0.0 20 0.47797E-02 70 0.19315E-06 120 0.0 21 0.45054E-02 71 0.13273E-06 121 0.0 22 0.41632E-02 72 0.91208E-0- 122 0.0 23 0.38328E-02 73 0.62668E-07 1.-3 0.0 24 0.34708E-02 74 0.430S4E-07 124 r o 25 0.3U05E-02 75 0.29574E-07 125 O.L 26 0.27623E-02 76 0.20312E-07 126 0.0 27 0.24333E-02 77 0.13947E-07 127 0.0 28 0.21283E-02 78 0.95742E-08 12a o.o 29 0.13499E-02 79 0.65700E-08 129 0.0 30 0.15989E-0: 80 0.4S065E-0B 130 0.0 31 0.13753E-02 81 0.30893E-08 131 0.0 32 0.11778E-02 82 0.21162E-08 132 0.0 33 0.10049E-02 83 0.14462E-08 133 0.0 34 0.B5441E-03 84 0.989B2E-09 134 0.0 35 0.72433E-03 85 0.67543E-09 135 0.0 36 C.M24SE-03 B6 0.45993E-09 136 0.0 37 0.51665E-03 B7 0.31232E-09 137 0.0 38 0.43495E-03 88 0.21132E-09 39 0.3S550E-03 89 0.I4229E-09 40 0.30666E-03 90 0.95194E-10 41 0.25693E-03 91 0.63131E-10 42 0.21499E-03 92 0.41364E-10 43 0.17971E-03 93 0.14818E-10 44 0.15007E-03 94 0.11824E-10 45 0.12521E-03 95 0.93707E-11 46 0.10439E-03 96 0.73627E-II 47 0.86974E-04 97 0.57226E-1I 48 0.72422E-04 98 0.43861E-U 49 0.60273E-04 99 0.32997E-11 50 0.50140E-04 100 0.24195E-U
114
]AE則一 M 86 -121
•••• CALCI!LATEO SP口NTANEOU5 F !SS ION ・・・・・rQTAl SPQNTANEOUS FISSION ・ Q.Bo607E-Ot
1122343
・1111112
・-------
-EEEEEEE
・9874011
8726331
N0318763
D7181781
11163
‘230000000000000000OU00000000000o
s---------------------------------
S00000000000000000000000
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、‘567a90123ι567
0000000001111111111222f22222233333333
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円ME
444444'・445355536h6666'7777788888899999900000111111
N0000000000000000obODODOD00000000000000011111111111
A--------明帽司------------------------司--------------
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N37031009956301962255388442?20332223322941484?761?S
0950270768292318499017063714406968E4933293612022699
P66898502882763554813226053977081495921211388762891
S148396371168682690893123903535014875114S31ι1337324
4322112118532118542119642219S432196ι32196
‘11973432
D------------------------------------------------
E0000DAH-0000J000000900000000000000000000000000000000
7
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L3553553536666666666777777??778a8888目
aa899999999q90
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443332222222222222222222222222233333333333334444
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---『喧-----------------'-------------------一--田匂---
PEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEE
U96630184116121262目
17428aS3339938913535063917194230
口70ι8261333
‘80113495933200238985744346956997023?27ι
R7180746206786338098708371632
‘977044264566ι90349421
634839740506283791097518417ι155310S2113605175206203
4139I36112233ιι4554
‘4433322211l1187'Eι332211118765
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・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・.•.....
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ーーーーーーーーーーーーーーー一一ーーーーーーーーーーーーーーーーーーーーー四ーーーーー"・ーーーーー
114一
FLK= 0.20420EH5 AUG- 0.10000E»01 TIME STEP 2 CALCULATED FLUK - 0.20<20£tl5 TIME STEP 2 CALCULATED BURN UP - 0.39342E»04 GRAM - O.S0618Et01
<•• BURN-UP CALCULATION OF ACTINIOE MATERIALS (AT JDCSUPM-GH) ••• OUTPUT TIME 1.281E*02-DAY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC
NUCLIDE ATOM NUMBER ACTIVITY - DECAY HEAT (WATT) UNKNOWN NUCL. CONTR. (WATT) --(CURIE) ALPHA BETA GAMMA TOTAL BETA GAMMA TOTAL
SUMMATION 7.7199SD*21 7.101870*01 1.19000D-OS 1.0934BD-01 3,374700-02 4.181220-01 0.0 0.0 0.0 UNKNOWN(0/0) (0.0 ) (0.0 ) (0.0 ) ( 1/OP.POWER ) 1.24515E-07 1.16254E-03 3.58782E-04 4.44526E-03 ( 1/TOTAL EMISSION ) 2.84<S07E-05 2.61523E-01 8.07110E-02 1.00000E*00 <—, >
_ .. pa s
I I J- •«• SUMMARY TABLE OF IMPORTANT NUCLIDE IN DECAY HEAT (ABOVE 1.00 PERCENT) ••• u * 00
I NUCLIDE ATOM NUMBER ACT IV ITY A ( N ) / T 0 T A B ( N ) / T 0 T B G ( N ) / T O T G ABG(N)/TOTABG " f ( C U R I E ) „
U 2 3 9 2 . 6 4 7 1 1 E » 1 5 3 . 5 3 7 S 9 E t 0 1 0 . 0 7 . 7 0 8 2 7 E - 0 1 3 . 0 5 9 4 5 E - 0 1 6 . 6 1 1 3 4 E - 0 1 £o NP239 3 . 8 4 2 S 0 E M 7 3 . S 3 7 8 0 E » 0 1 0 . 0 2 . 2 8 1 7 3 E - 0 1 6 . B 9 9 0 8 E - 0 1 3 . 3 7 0 3 8 E - 0 1 """ TOTAL 3 . 8 A 9 1 7 E » 1 7 7 . 0 7 5 3 8 E « 0 1 0 . 0 9 . 9 8 9 9 9 E - 0 1 9 . 9 5 8 5 3 E - 0 1 9 . 9 B 1 7 4 E - 0 1
1
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-HIN 0.0 -HOUR 0.0
8URN-UP CALCUιATION Of
1.281E・02-0AY0.0 OUTPUT TI伺E---
ーーー UNKNOWN NUCl. CO側TR. (WATTl BE TA GA伺伺 TOTAl
0.0 0.0 0.0
TOTAl
1.093480-01 3.374700-02 4.181220-01 (0.0 1 (0.0 1 (0.0 1.16254E-03 3.58782E-04 4.445Z6E-03 2.61523E-Ol 8.07110E-02 I.OOOOOE.OO
(WATTl GA伺伺A
OECAy ItEAT BETA ALPHA
1.190000-05
1.26515E-07 2.84607[-05
ACTlVITY (CURlfl
7.101870φ01
ATOH“u阿BER
SUH伺AT10阿 7.719950φ21UNICN白M陶(0/0)
( I/OP.POWER 1 ! II1DTAιfMISSIDN 1
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••• SU何何ARY TABl[ Of 1阿ρORTA側rNUCLIOE IN OECAY HEAT
ACN)/TOTA
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nvnv'nu
ACTIVITY (CUR1El
3.53759E.01 1. 517BOE ・017.07538E ・01
ATOM NU阿BER
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JAERJ-M 8 6 - 121
•• CALCULATED SF
ITAL SPONTANEOUS FISSION - 0.40584E+00
•• 137 GROUP CALCULATED SPONTANEOUS FISSION ••«• 1 0.21752E-04 51 0.18830E-03 101 0.76072E-•11 2 0.69437E-04 52 0.156526-03 102 0.50351E-•11 3 0.18957E-03 53 0.13006E-03 103 0.29797E-•11 4 0.45066E-03 54 0.1O8O5E-03 104 0.13482E-•11 5 0.94780E-03 55 0.89738E-04 105 0.17289E-•12 6 0.17SS6E-02 56 0.745156-04 106 0.2S602E-•14 7 0.30668E-02 57 0.11321E-03 107 0.13158E-•24 8 0.48312E-02 58 0.77982E-04 108 0.0 9 0.70610E-02 59 0.53689E-04 109 0.0
10 0.96SB5E-02 60 0.36949E-04 110 0.0 11 0.12460E-01 61 0.25421E-04 111 0.0 12 0.15245E-01 62 0.17485E-04 112 0.0 13 0.17865E-01 63 0.12025E-04 113 0.0 14 0.20080E-01 64 0.82683E-0S 114 0.0 15 0.21780E-01 65 0.56847E-05 115 0.0 14 0.22891E-01 64 0.39079E-05 116 0.0 17 0.23399E-01 67 0.26863E-0S 117 0.0 18 0.23338E-01 68 0.18464E-05 118 0.0 19 0.2277BE-01 69 0.12690E-05 119 0.0 20 0.21810E-01 70 0.8721SE-06 120 0.0 21 0.20533E-01 71 0.59935E-06 121 0.0 22 0.19044E-01 72 0.41184E-06 122 0.0 23 0.17432E-01 73 0.28297E-06 123 0.0 24 0.15773E-01 74 0.19440E-06 124 0.0 25 0.14125E-01 75 0.13354E-06 125 0.0 26 0.12535E-01 76 0.91712E-07 126 0.0 27 0 . U 0 3 6 E - 0 1 77 0.42974E-07 127 0.0 28 0.96477E-02 78 0.43229E-07 128 0.0 29 0.83816E-02 79 0.29664E-07 129 0.0 30 0.72418E-02 80 0.20347E-07 130 0.0 31 0.62266E-02 81 0.1394BE-07 131 0.0 32 0.53309E-02 82 0.95539E-O8 132 0.0 33 0.45468E-02 83 0.65379E-08 133 0.0 34 0.36651E-02 84 0.44683E-0B 134 0.0 35 0.32760E-02 85 0.30489E-08 135 0.0 36 0.27694E-02 86 0.207596-08 136 0.0 37 0.23359E-02 87 0.14095E-08 137 0.0 38 0.19662E-02 88 0.95353E-09 39 0.16520E-02 89 0.64192E-09 40 0.1J859E-02 90 0.42933E-09 41 0.11610E-O2 91 0.28461E-09 42 0.97144E-03 92 0.18438E-09 43 0.81193E-03 93 0.66727E-10 44 0.67797E-03 94 0.S3222E-10 45 0.S6563E-03 95 0.42153E-10 46 0.47155E-03 96 0.330966-10 47 0.39287E-03 97 0.25700E -10 48 0.32712E-03 96 0.19673E-10 49 0.27224E-03 99 0.14776E-10 50 0.22646E-03 100 0.10809E-10
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-・・・ CALCULATED SPONTANEOUS FISSION ....・TQT,lL SPONTANE口US FISS!ON - 0.40584E ・00
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FIX. 0.20796EH5 AVG" O.lOOOOElOl TIME STEP 5 CALCULATED FLUX - 0.20794E«15 TIME STEP J CALCULATED BORN UP - 0.59013E*O4 GRAM - 0.3061B£«01
••• BURN-UP CALCULATION OF ACTINIDE MATERIALS (ATJOCSUPt1-GR)
••• OUTPUT TIME 1.921EtO2-0AY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0 -SEC
NUCLIDE ATOM NUMBER ACTIVITY -- - DECAY HEAT (WATT) UNKNOWN NUCL. CONTR. (WATT) --(CURIE) ALPHA BETA GAMMA TOTAL BETA GAMMA TOTAL
> SUMMATION 7 . 7 O 4 O 4 0 t 2 1 7 . 2 2 9 8 1 D » 0 1 2 . 4 3 6 9 0 0 - 0 5 1 . 1 1 1 6 3 D - 0 1 3 . 4 3 7 7 8 D - 0 2 4 . 2 5 2 9 3 0 - 0 1 0 . 0 0 . 0 0 . 0 UHKNOWN(0/0) ( 0 . 0 ) ( 0 . 0 ) ( 0 . 0 > ( 1/OP.POWER ) 2 . 5 9 0 7 9 E - 0 7 1 . 1 B 1 8 3 E - 0 3 3 . 4 5 4 8 8 E - 0 4 4 . S 2 1 5 0 E - 0 3 tn ( 1/TOTAL EMISSION ) 5 . 7 2 9 9 2 E - 0 5 2 . 6 1 3 8 0 E - 0 1 8 . 0 S 3 3 3 E - 0 2 l-OOOOOE-OO g
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• • • SUMMARY TABLE OF IMPORTANT NUCLIDE I N DECAY HEAT (ABOVE 1 . 0 0 PERCENT) • • • |
NUCLIDE ATOM NUMBER A C T I V I T Y A ( N ) / T O T A B ( N ) / T 0 T 8 G(N) /TOTG ABG(N)/TOTABG J^ ( C U R I E ) "
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TOTAL 3 . 9 S U O E U 7 7 . 1 B B 4 4 E » 0 1 0 . 0 9 . 9 8 4 2 3 E - 0 1 9 . 9 3 2 2 7 E - 0 1 9 . 9 7 0 2 9 E - 0 I
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ー UN..OIIN NUCL. CONTR. (WATT) ーー
BETA GAMMA TOTAl
0.0 0.0 0.0
TOTAL
1.111630-01 3.437780-02 4.252930-01 (0.0 1 (0.0 1 (0.0
1.18183E-03 3.65488E-0ι4.52150E-03 2.61380E-Ol 8.0833Je-02 1.00000E+O。
(WATTl GA判例A
OECAY HEAT
BETA AlPHA
2.436900-05
ACTIVITY (CURIEl
7.22'9810 φ01
ATOM NU附BER
SυI1HATION 7.70ιo ‘0・21UHKNQWH(Q/Q)
( 1I0P.POWER 1 ( I/TQTAl EHISSION 1
陶UClIOE
2.59079E-07 5.72992E-05
lM戸叶
l 1.00 PERCENT) ・・・A8G(NlITOTA8G
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3.59421E・013.:;9443E.01
7.18864E.・01
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1 0.90315E-04 51 0.78510E-03 101 0.31718E-•10 2 0.28858E-03 52 0.65259E-03 102 0.20993E--10 3 0.7B844E-03 53 0.54228E-03 103 0.12424E-•10 4 0.18754E-02 54 0.45049E-03 104 0.56213E--11 5 0.39460E-02 55 0.37415E-03 105 0.72097E-•12 6 0.74493E-02 56 0.310686-03 106 0.28572E-•14 7 0.12776E-O1 57 0.47202E-03 107 0.28857E-•24 8 0.20131E-01 58 0.32513E-03 108 0..0 9 0.29427E-01 59 0.223856-03 109 0.0 10 0.402S7E-01 60 0.154056-03 110 0.0 11 0.51941E-01 61 0.1O599E-03 111 0.0 12 0.63635E-01 62 0.72902E-04 112 0.0 13 0.74478E-01 63 0.50136E-0* 113 0.0 14 0.83718E-01 64 0.34473E-04 114 0.0 15 0.90807E-01 4S 0.23701E-04 115 0.0 18 0.95442E-01 66 0.16294E-04 116 0.0 17 0.97S61E-01 67 O.1120OE-04 117 0.0 18 0.97308E-01 68 O.76984E-05 118 0.0 19 0.949746-01 69 0.52911E-05 119 0.0 20 0.90937E-01 70 0.36363E-05 120 0.0 21 0.85612E-01 71 0.24989E-05 121 0.0 22 0.794056-01 72 0.17171E-OS 122 0.0 23 0.724846-01 73 0.11798E-05 123 0.0 2< 0.457636-01 74 0.81052E-06 124 0.0 25 0.SSS93E-01 75 0.55676E-06 125 0.0 26 0.52266E-01 76 0.38238E-06 126 0.0 27 0.46014E-01 77 0.26256E-06 127 6.0 28 0.40225E-01 78 0.18024E-06 128 0.0 29 0.34947E-01 79 0.12368E-06 129 0.0 30 0.301946-01 80 0.84832E-07 130 0.0 31 0.25961E-01 81 0.58153E-07 131 0.0 32 0.222276-01 82 0.39834E-07 132 0.0 33 0.18958E-01 83 0.27259E-07 133 0.0 34 0.161156-01 84 0.18630E-07 134 0.0 35 0.13659E-0! 85 0.12712E-O7 135 0.0 36 0.11547E-01 86 0.86553E-08 136 0.0 37 0.97391E-02 87 0.58768E-0B 137 0.0 38 0.81977E-02 88 0.39754E-0B 39 0.68879E-02 89 0.26764E-08 40 0.57783E-02 90 0.17900E-0B 41 0.4B407E-02 91 0.11866E-08 42 0.40503E-02 92 0.7770BE-09 43 0.338526-02 93 0.27821E-09 44 0.28267E-02 94 0.22190E-09 45 0.23583E-02 95 0.17575E-O9 46 0.19661E-02 96 0.13799E-09 47 0.16380E-02 97 0.10715E-09 48 0.13639E-02 98 0.82024E-10 49 O.H350E-02 99 0.61606E-10 50 0.94418E-03 100 0.45066E-10
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JAERI-M 86- 121
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125 -
JAERI -M 86 -121
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••• BURH-UP CALCULATION OF ACTINIOE MATERIALS (ATJDCSUP*1-GR) ••• OUTPUT TIME 9.6O5E»O2-0AY 0.0 -HOUR 0.0 -MIN 0.0
NUCLIDE ATOM NUMBER ACTIVITY -- DECAY HEAT (WATT) UNKNOWN NUCL. CONTR. (WATT) (CURIE) ALPHA BETA GAMMA TOTAL BETA GAMMA TOTAL
KU261 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 259 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 260 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 261 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 262 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 259 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 263 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0
SUMMATION 7.516340*21 9.875120*01 3.7B254D-•03 1.49428D--01 4.78140D-•02 S.79068D--01 0.0 0.0 0.0 UNKNOUN(0/0> (0.0 ) (0.0 ) (0.0 > ( 1/OP.POWER > 4.02141E--05 1.58864E--03 5.08335E-•04 6.15636E--03 < 1/TOTAL EMISSION > 6.53212E--03 2.5B049E--01 8.25707E-•02 1.00000E»00
••> SUM MARY TABLE OF IMPORTANT NUCLIDE IN DECAY HEAT (ABOVE 1 .00 PERCENT) • >•* NUCLIDE ATOM NUMBER ACTIVITY
(CURIE) A(N)/TOTA B(H)/TOTB G(N)/TOTG ABG(N)/TOTABG
U 239 3.60183E»15 4.77738E+01 0.0 7.61764E-01 2.91612E-01 6.356046-01 NP23B 4.94809E»15 5.067B9E-01 0.0 4.52043E-03 3.43586E-02 1.15324E-02 NP239 S.18947E»17 4.77796E+01 0.0 2.25S04E-01 6.S7629E-01 3.24043E-01 CM242 7.37864E*16 9.82724E-02 9.39927E-01 0.0 2.54004E-07 1.76S60E-02 TOTAL 6.012B3EM7 9.615S4E«01 9.39927E-01 9.917BBE-01 9.B3600E-01 9.BS865E-01
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ACTINIDE "ATERIAL5 (ATJDC5UP・I-GRIー"1M D.D -H日UR D.D
8URN-UP CALCULATI口"口F
9.605E・02-DAY 0.0 OUTPUT T1"E ---
--句 unNDW制鵬UCL. CONTR. (WATTl ・BETA GA"阿A TOTAL
0.0 O.日0.0 O.日0.0 0.0 0.0
0.0 0.0 0.0
0.0 0.0 0.0 0.0
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3.76254D-03 9.875120+01 5U側関ATI口H 7.516340+21 UHKHOW附(0/01( l/DP.POWER ) ( llTOTAL E"I 55 1口附 》
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127
jAERl-M 86-121
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-127一
Fig. 16
JAERI-M 86-121
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20 40 20 40
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Fig. 16 (Continued-1)
- 128
JAERI -M 86 -121
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(Continued-l)
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8urn
Fig. 16
JAERl-M 86-121
COMRAD, - ORIGEN
20 40 20 40 Burn up (GWD/tU)
Fig. 16 (Continued-2)
- 129 -
]AERI -M 86 -121
ORIGEN ORIG印 2,一一COMRAD, 150Nd
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-129-
Burn
Fig・16
JAERI-M 86-121
COMRAD, 0RIGEN2, ORIGEN 2
40 20 40 Bum up (GWD/tU)
Fig. 16 (Continued-3)
- 130-
]AERI -M 86 -121
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( Continued-3)
-130-
Fig. 16
JAERI-M 86- 121
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TIME AFTER FISSION BURST (S)
1.30
0.80-
JDDL FILE JNDC FILE ENDF/B-IV FILE
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TIME AFTER FISSION BURST (S)
Fig. 17-1 Beta decay power for 2 3 5 U (Thermal)
Fig. 17-2 Beta decay power ratio for 2 3 5 U (Thermal)
- 131 -
]AER1 -M 86 -121
4. 2 瞬時照射時の崩接熱の計算
7) 235Uの瞬時照射後の崩壊熱の測定が米国オークリッジ国立研究所 co附すL)で行われた。その
実験結果を 3つの核データ・ファイルを用いて解析した結果をFig.17からFig.19に示す。核デー
タ・ファイノレとしては.今回作成した]DDL. 日本核テータ委員会で評価された]NOCプァイノレ
米国のENDF/8 -IVを用いた。図1<::示した全ての場合について. ENDF /8 -IVを用いた解析
結果はORNLの実験結果と大きな差見を生じた。 ]DDLと]NOC ファイ Jレは.短半減期の重要核
種については同一データを用いているため,解析結果も両者ほぼ一致した値を示 Lており,
O陪4ι の実験データを良く再現している。ただし.照射後 103から 104秒の T線崩壊熱の値は実
測データと大き江差を示しており (Fig‘18)参照)今後検討を要する。
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(Thermal)
-131 -
JAERI-M 8 6 - 121
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i ORNL EXPERIMENT — JDDL FILE — JNDC FILE
ENDF/B-IV FILE
TIME AFTER FISSION BURST (S)
Fig. 18-1 Gamma decay power for 2 3 5 U (Thermal)
1.30
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— JDDL FILE — JNDC FILE
ENDF/B-IV FILE
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Fig. 18-2 Gamma decay power ra t io for 2 3 5 U (Thermal)
i ORNL EXPERIMENT — JDDL FILE —- JNDC FILE
ENDF/B-IV FILE
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TIME AFTER FISSION BURST (S) Fig. 19-2 Beta and Gamma decay power
rat io for 2 3 5 U (Thermal)
- 1 3 2 -
0.80
]AE則一 M86 -121
~ ORNL EXP四IMENT一一 JDDLFILE --JNDC FILE
….. ENDF/B-IV FILE
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注
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-132一
JAERI-M 86- 121
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- 133 -
]AERI -M 86 -121
5. 今後の課題
燃焼燃料中の核種組成を計算するコードを開発し.一応計算結果が得られるようになった。乙
の計算コードの生命は使用するデータ・ライブラリーの精度Ii:依存する。主要なデータ・ライブ
ラリーとしては.崩壊データ・ライブラリーjDDL. 1群中性子断面積ライブラリーONEGL.
(α. n)反応計算用ライブラリーALPHPIJ. 及び自発核分裂計算用ライブラリーSPONTL
である。 jDDLIi:関しては. ENSDFでデータが不十分な異性体の取扱い方法を改善する必要が
ある。 ONGLEIi:関しては. (N. 2 N)反応の計算精度を上げるとともに.日本で整備した核
データjENDLを使用する必要がある。 ALPHPljについては. (α. n)反応断面積の精度評
価を行うとともに.阻止能の計算方式を改善する必要がある。 SPONTL については.核データ
を再評価する必要がある。以上の課題を解決するととにより.信頼度の高い計算コ』ドが完成す
るととが期待できる。との作業を遂行するためには.多くの衆知家の象知を結集する必要があり
今後の協力を期待する。
謝 辞
本報告書は.シグマ研究委員会核構造・崩壕データ専門部会のもとに設置された核種生成量評
fohWGの活動の一環として行ったものであり,法政大学教授中嶋龍三氏はじめWGのメンバーの
協力のもとに作成されたものである。
本計算コード Ii:使用する核データ・ライブラリーも多くの人々の協力により作成された。 l群
定数ライブラリーの作成は北海道電力原子力部の稲村実氏及び住友原子力工業核設計部の奥田泰
久氏の労によるところが大である。中性子放出量計算用データ・ライブラリの作成は住友原子力
工業核設計部の山野直樹氏の助言をいただいて行った。また. ORIGENコードとの比較計算は原
研燃料安全工学部の坂本幸夫氏Ii:行ってもらった。
以上の方々の協力に対しこ、に深く謝意を表します。
133 -
JAERI-M 86- 121
m % % m
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JAE則一 M 86 -121
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-134
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