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奥村 啓介
JAEA-Data/Code 2015-015, 162 Pages, 2015/10
JAEA-Data-Code-2015-015.pdf:3.99MB
JAEA-Data-Code-2015-015-appendix(CD-ROM).zip:3.38MB
MOSRA-SRACは、モジュラー型原子炉解析コードシステム(MOSRA)の格子計算モジュールである。本モジュールは、既存の軽水炉や研究炉などを含む多様な原子炉の燃料要素に対し、日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0から作成した200群断面積セットを用いた衝突確率法に基づく中性子輸送計算を行う機能を有する。また、格子内の各燃料物質中の最大234核種に対する核種生成崩壊計算を行う。これらにより、MOSRA-SRACは、炉心計算で使用する燃焼依存の実効微視的断面積及び巨視的断面積を提供する。
U, 
U and 
Pu by using results of in-pile measurements of effective delayed neutron fraction桜井 健; 岡嶋 成晃
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 12 Pages, 2002/10
積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2のU, U, Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCA における合計6つの炉心で実施された
ベンチマーク実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。さらに、調整後の収率をテストするために、高速炉臨界実験装置ZPRで実施された実験の解析を行った。調整後の収率を用いることにより、計算値の誤差が低減し、計算値が実験値により良く一致するようになった。
U, U and Pu in JENDL-3.2 using benchmark experiments on effective delayed neutron fraction 桜井 健; 岡嶋 成晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.19 - 30, 2002/01
被引用回数：6 パーセンタイル：39.54(Nuclear Science & Technology)積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2のU,U,Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCAにおける合計6つの炉心で実施された実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。調整の結果、Uの収率は7MeV以下でほぼ一様に約3%小さくなった。熱エネルギーにおいて、Puの収率は2.6%大きくなりUの収率は0.9%小さくなったが、他のエネルギー点では、これら2つの核種の収率の調整量は0.3%未満であった。これら調整を行った収率を用いることにより、計算値の誤差が低減し、計算値が実験値により良く一致するようになった。
藤本 望; 山下 清信; 秋濃 藤義
JAERI-Research 99-052, p.51 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-052.pdf:2.05MB
VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。
岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦
JAERI-M 92-185, 42 Pages, 1992/11
FCAでは、サンプル加熱・反応度測定法と箔加熱・反応率測定法を組み合わせて、2000
Cまでのドップラー効果を測定する装置を開発した。これらの測定装置では、耐熱材料として比較的多量のタングステンを使用しているため、実験解析にあたっては、ドップラーサンプルを取り囲む構造材核種および炉心燃料中のUとサンプル中のUとの共鳴干渉効果を評価することが重要である。共鳴干渉効果が顕著なエネルギー領域での実効断面積を得るために、衝突確率法に基づく超微細群構造計算コードPEACO-Xを作成した。また、共鳴干渉効果の詳細解析に必要な超微細群群定数セット(MCROSSライブラリー)をJENDL-3からTIMS-1及びPROF GROUCH-Gを用いて作成した。PEACO-Xでは、超微細群構造(0.25~4.0
10
)で非均質セル内の中性子束を計算することができる。中性子スペクトルの計算方法はRABBLEの方法と同様である。PEACO-Xは、均質体系および球、円筒、平板、四角格子、六角格子体系の計算ができ、20核種、25組成、50領域まで取り扱うことができる。
伊勢 武治
JAERI-M 6491, 19 Pages, 1976/03
汎用一次元拡散コードGURNETに摂動の計算を追加し、動特性パラメータ(lpおよび
eff)、組成核断面積および体系の径方向の寸法の摂動による反応度係数を計算できるように改良した。この計算コードは、全部FORTRAN言語で書かれていて、現在FACOM版とCDC版とが用意されている。FACOM230/75における計算例では、臨界計算および動特性パラメータ計算を合わせて、エネルギー群数9、空間格子点の数82で、9.7秒(CPU時間)であった。使用記憶容量も62K語と非常に少ない。
石黒 幸雄
Nuclear Science and Engineering, 55(3), p.349 - 351, 1974/03
被引用回数：1高速炉集合体格子内の共鳴実効断面積は、通常2領域問題で確率された等価定理を適当に用いて計算されている。しかし、高速炉集合体で実際に出くわす複雑な板状配列では、どのようにこれまで得られている等価定理を適用するかは、極めて困難な問題である。このノートでは、複雑な高速炉系多領域格子内で成立する等価定理を導入し、個々の平板の共鳴実効断面積はABBN型群定数セットで計算できることを示したので報告する。
