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飯島 進*; 加藤 雄一*; 高崎 謙一*; 岡嶋 成晃
JAERI-Data/Code 2004-016, 91 Pages, 2004/12
JAERI-Data-Code-2004-016.pdf:7.45MB
高速炉臨界実験装置FCAを用いた実験を、統一のとれた流れに従って解析することを目的に、高速炉核特性計算コードシステム"EXPARAM"を開発した。EXPARAMは、原研及び米国の研究機関でここに開発されてきた計算コードに手を加え、計算手法の統一を図りさらに計算コード間のデータの受け渡しを系統的に行えるように整備した計算コードシステムである。群定数と拡散理論及び輸送理論に基づく体系計算コード及び摂動計算コードにより、臨界性に関する実効増倍率,出力特性や増殖性能に関する反応率や反応率比及び反応度効果に関するドップラー係数やナトリウムボイド係数を計算する。さらに動特性に関連する物理量として即発中性子寿命及び実効遅発中性子割合を計算する。EXPARAMを整備したUNIX環境では、ダイレクトアクセスファイルにより計算コード間のデータの受け渡しを行う。
稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Proceedings of 14th Hydrogen Energy Conference (WHEC 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/06
現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。HTTR水素製造システムにおいて、火災・爆発対策は安全上、最も重要な課題の1つである。そこで、HTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本研究では、P2Aの概要及び予備計算結果について述べる。
有金 賢次
JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04
JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコードシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマーク計算について述べたものである。ベンチマーク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数、動特性パラメータおよび
Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
野村 靖; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 小室 雄一; 奥野 浩
JAERI 1303, 152 Pages, 1986/11
原研で開発された臨界安全解析コードシステムJACSのうち、KENO-IVモンテカルロ・コードとMGCLデータ・ライブラリーの組合せによる計算の精度を検証するため、1980年以来多種多様な核燃料施設を模擬した臨界実験のデータを用いてベンチマーク計算が実施されてきた。これらの結果は、その都度JAERI-Mレポートその他に発表されてきた。本報告は、これらの計算精度検証に関する成果について、既発表のものを含め、他の結果を追加し、総合的に評価し、まとめたものである。記載した実験体及び計算ケースは、均質単一ユニット体系の17種類502ケース、均質複数ユニット体系8種類331ケース及び非均質体系16種類561ケースに上り、それぞれ実験体系、実験データ及び計算結果について簡明に記述してある。また、実効増倍率計算値にバイアス誤差を生ずる各因子を摘出し、その原因、影響について考察した。
森 貴正; 中川 正幸; 石黒 幸雄
JAERI-M 86-124, 57 Pages, 1986/08
ENDF/B形式の評価済み核データファイルを処理して、多群二重微分型断面積ライブラリーを作成するコードシステムPROF-DDを開発した。本コードシステムは、MCFILEF,RESENDD,SPINPTF,PROF-DDXおよびDDXLIBMKの5ステップから構成されている。本コードシステムを使用することにより簡便に多群二重微分型断面積ライブラリーを作成する事ができる。また作図による比較を行なう事が出きる。作成されたライブラリーは、モンテカルロコードMORSE-DD、一次元および二次元SnコードANISN-DDとDOT-DDを用いる事によリ、核融合炉ニュ-トロニクス解析に使用する事ができる。本報は、PROF-DDコードシステムのユーザーマニュアルとして作成された。
山田 光文*; 湊 章男*; 関 泰; 川崎 弘光*; 前田 正隆*
JAERI-M 86-084, 32 Pages, 1986/06
核融合炉等の設計において核発熱などによる炉コンポ-ネント中の温度分布を精度良く計算するために、核熱結合計算コ-ドシステムを開発した。今回開発した計算システムは2次元体系を対象としており、核発熱が時間的に一定な定常問題のみならず崩壊熱のような非定常問題も取り扱う事ができる。また、結果の図形表示機能を充実させた。本計算システムを用いる事によリ、2次元体系を対象とする核発熱による温度分布を 高い精度で効率良く求める事が可能となった。
森内 茂
原子力工業, 31(10), p.28 - 31, 1985/10
緊急時環境線量情報予測システムSPEEDIを、計算機の高度利用の観点から説明したもので、(1)端末から会話形式で効率的にコードの選択、計算が実行できること、(2)カラー化等による計算結果表示機能の充実、(3)計算に必要な各種データベースの完備、(4)計算の高速化、等の要求をどのような形で実現しているかを具体的に述べている。
中川 正幸; 阿部 純一*; 佐藤 君英*
JAERI-M 83-066, 74 Pages, 1983/04
高速炉の核特性解析に汎用されるコードをシステム化し、使用効率を高め、エラーを少くするように工夫した。システムに含まれる主なコードは、実効断面積計算用として、EXPANDA-G,SLAROM,ESELEM5を用い、ここで作成した断面積は全て統一された形式で、PDSファイルに記憶される。核計算コードは、CITATION-FBR,ANISN-JR,TWOTRAN2.MORSE,CIPER,SNPERT,PHENIX,3DBであるが、これらを継ぐインターフェイスプログラムとしてJOINTコードが開発された。その他にサービスプログラムと、ユーティリティプログラムがシステムに含まれる。これらを組合せて用いることにより、高速炉の殆どの核特性量が計算可能となった。
片倉 純一; 内藤 俶孝; 小室 雄一
Transactions of the American Nuclear Society, 41, p.329 - 330, 1982/00
臨界安全評価コードシステムJACSの開発を行った。このコードシステムの特徴は、多群定数ライブラリー(MGCL)の作成から臨界計算およびその結果の評価までを一貫して行うことである。MGCLはENDF/B-IVの中性子核データを基に超多群(約7万点)の断面積をRESEND-Dで作成し、標準スペクトルあるいは減速方程式を解くことにより得られるスペクトルを重みにして作成する。エネルギー群構造は137群である。臨界計算は主にモンテカルロ計算コードを用いて行なう。モンテカルロ計算コードはKENO-IVを基にしているが、中性子の散乱および幾何形状の入力に改良を加えている。臨界計算の評価は、ベンチマーク計算の結果を用いてYENAコードにより行ない、未臨界性とその確率が得られる。JACSシステムは現在多くのベンチマーク計算で評価がなされている。
