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角谷 浩享*; 塩田 雅之*; 末富 英一*; 内藤 俶孝; 黒澤 正義
JAERI-Research 95-033, 31 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-033.pdf:0.71MB
有機溶剤を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験は従来、有機溶剤の熱中性子散乱核を用いて解析されてはいない。通常有機溶剤中の水素原子に対する散乱核は軽水中の水素に関するもので代用されている。これは有機溶剤に関して熱中性子散乱断面積の信頼できるデータが存在しなかったためである。そこで有機溶剤TBP(tributyl phosphate)に関する全断面の実験値を再現するような散乱核を作成し、これを用いて32vol%のn-ドデカンの混合液を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験を解析した。臨界解析はモンテカルロ法臨界解析コードMULTI-KENO及びMGCL多群定数ライブラリーを用いて行った。新しい散乱核を用いた実効増倍率は従来の結果より小さく、かつ実験値との良い一致を示した。また、軽水の散乱核を用いた従来の解析との差は0.5%
Kと小さかったが、臨界固有値の燃料棒格子幅依存性が改善された。
大西 輝明*; 森岡 信一*; 塩田 雅之*; 奈良 昭穂*; 橋本 清*
PNC TJ1270 95-001, 130 Pages, 1995/02
放射性廃棄物地層処分研究開発を円滑に進めるためには、研究開発成果を基に関係の情報提供を積極的に行い、地層処分についての国民的理解を得つつ進める事が重要である。情報提供によるパブリックアクセプタンス(PA)効果については現象論的に議論されてきたものの、そのモデル化はもとより定性的把握さえも充分に行なわれていないのが現状である。かかる状況を踏まえ、平成5年度はPA活動に係わる環境因子の影響を定量的に議論し得る第1次的なシミュレーションモデルを構築した。今年度は、このモデルに相互コミュニケーション効果を取り入れ評価精度の向上を図るとともに、制限された入力条件の下で最大の効果を得るための条件サーチ機能(PA活動の種類・PA活動量の大きさ・PA活動の実施時期等の最適な組み合わせのサーチ機能)を付加するなど、モデルを拡張・整備した。また、拡張・整備したモデルの妥当性を検証するため、原子力関係者をPA活動対象集団とした事例解析を行った。この際、PA対象層の活動を規定する特性要因を整理・検討するとともにこれらの特性要因を原データから如何に入力データに加工したかを明かにし、今後、PA活動対象層が変わった場合の入力データ作成の一助とした。解析の結果、当モデルは原子力関係者に対する情報提供効果を精度良く評価できること、複数のPA活動を組み合わせることにより最適なPA効果がえられることなど有益な情報が得られた。これにより、当モデルの政策決定支援システムとしての運用に道が開かれた。
山本 俊弘; 塩田 雅之*
JAERI-M 93-218, 18 Pages, 1993/11
回分式溶解槽モデルを対象として、燃焼度、ウラン及びプルトニウム以外のアクチニドや核分裂生成物の存在、溶液温度、溶液の化学的組成、燃料格子の配列等を変化させて臨界安全解析を行った。この結果、燃焼度3万MWD/T及び4万8千MWD/Tでは、核分裂生成物やウラン及びプルトニウムの組成変化を考慮して臨界安全評価することにより、新燃料に比べてそれぞれ0.1K、0.15K以上実効増倍率が減少した。核分裂生成物の存在を考慮することにより更に0.05K実効増倍率が減少したが、マイナーアクチニドの効果は小さい。また、現実の溶解槽での溶液中への燃料成分の溶解や溶液温度の上昇、最適減速とはならない不規則な燃料せん断片の配列などを考えると、更に実効増倍率が減少する。本計算により安全評価用に設定されたモデルと実際の工程の間に存在する安全裕度の程度が明らかになった。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 小田 久子*; 永井 正克*; 奥田 泰久*; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*
JAERI-M 93-190, 94 Pages, 1993/10
臨界安全性評価コードシステムJACSの中に含まれるMGCL-B-IVは1981年に公開され、国内で広く利用されている。これにかわる新しいライブラリーMGCL-J3を我が国の評価済み核データライブラリーJENDL-3をベースに作成した。エネルギー群数は137と26群の2種類である。ルジャンドル展開係数はP
成分まで用意した。核種数も豊富である。137群20
Cのライブラリーにはhテーブル(減速材質量効果因子表)を新設した。MGCL-J3はこのように多くの情報量をもつが、記憶スペースは約12メガバイト(核種数170の場合)と、従来のMGCL-B-IVの1/12程度に抑えることができた。MGCL-J3は処理プログラムMAIL3.0に読込まれ、ANISNやKENOIV等の輸送計算プログラムのための断面積セットが生成される。本書ではMGCL-J3の特徴、作成方法等を概説する他、MGCL-J3の検証を目的に実施した臨界計算の結果についても述べる。
奥野 浩; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*
JAERI-M 92-192, 105 Pages, 1992/12
核燃料濃度分布の不均一性が反応度に及ぼす効果について数値計算に基づき検討した。初めに、球形状及び円柱状の濃縮度100wt%ウラン-水及び濃縮度5wt%硝酸ウラニル水溶液を対象に、中心からの距離の2乗の1次式で表される燃料濃度分布を持つときの臨界量を求めた。次に、硝酸ウラニル水溶液及び硝酸プルトニウム水溶液を対象に、燃料インポータンス分布を平坦に近付ける方法で最適燃料濃度分布を求めた。さらに、濃縮度5wt%二酸化ウラン-水の均質混合燃料を対象に、最適燃料濃度分布及び中性子増倍率の計算結果に対する燃料の大きさ、形状、反射体の有無による影響を調べた。最適燃料濃度分布は、燃料の減速度が最適減速以上では中央部、以下では周辺部の燃料濃度を高める分布となった。反射体が付いた体系では、減速度が最適あるいはそれ以上で、中央部と反射体近傍両方の燃料濃度を高める分布も得られた。最適燃料濃度分布をとることにより、中性子増倍率は均一分布に比べ、相対的に0から4%増加した。一次元多群拡散近似を用いた最適燃料濃度分布計算コードOPT-Dの概要及び使用手引きを付録に記した。
小室 雄一; 内藤 俶孝; 野村 靖; 塩田 雅之*
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.IV-36 - IV-44, 1991/00
我国の最新の核データJENDL-3を原典とする新しい多群定数ライブラリーMGCL-J3を作成した。モンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENOに三角格子配列体系処理機能及び解析的な中性子散乱取扱機能を付加して、MULTI-KENO-IIを作成した。これらのライブラリー及びコードを用いてUO
F水溶液臨界実験体系を解析したところ、従来のライブラリー及びコードによる場合よりもより精度の高い解析結果を得た。この改善の要因は、両ライブラリーにおけるルジャンドル展開次数及び
Uの熱群における平均核分裂中性子放出数
の違い、及びMULTI-KENO-IIにおける高級な中性子の散乱の取扱いにある。
/l片倉 純一; 塩田 雅之*; 内藤 俶孝
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.II-19 - II-23, 1991/00
モンテカルロコードKENO-IVを動特性パラメータ実効遅発中性子分率/lの計算に適用した。実効遅発中性子分率値は体系中の核分裂性核種の遅発中性子割合の平均値と、遅発中性子による実効増倍率の実効増倍係数に対する割合とを用いて計算した。l値についてはKENO-IVコードで計算されるgeneration timeを用いた。計算結果をUO及びPuO-UO格子体系とUF
-パラフィン体系での測定値と比較した。計算値は測定値の
10%以内に入った。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-126, 125 Pages, 1990/08
本書は輸送計算用断面積セット作成プログラムMAIL3.0の使用手引書である。MAIL3.0はSIMCRI,ANISN,KENO-IV、MULTI-KENO及びMULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。MAIL3.0はMAILをベースにさまざまな改良を施したプログラムで、次の特徴をもつ。(1)新しい記録形式の多群定数ライブラリーMGCLを読込める、(2)MULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。(3)温度が異なる二つの中性子自己遮蔽因子表を内挿して任意の温度の自己遮蔽因子を計算できる、(4)バックグランド断面積
が大きい場合の自己遮蔽因子を精度良く計算できる、(5)ダンコフ補正係数計算機能の充実、(6)狭い共鳴近似を補正した実効微視的断面積を計算できる、(7)核燃料物質の原子個数密度を計算できる、(8)構造材、減速材、毒物等の原子個数密度が用意されている。