臨界安全解析コードシステムJACSの計算誤差評価

Evaluation of Calculational Errors with the Nuclear Criticality Safety Analysis Code JACS

奥野 浩  ; 内藤 俶孝

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核燃料が未臨界である事を保証する方法として、最小臨界量に安全係数を乗ずる方法が従来しばしば用いられて来た。しかし、安全係数をどの様にして定めるかは不明確である。より合理的な方法として、計算誤差のみを考慮した制限実行増倍率を用いる方法がある。この報告では制限実行増倍率の算出について述べる。原研で開発した臨界安全解析コ-ドシステムJACSを用いて1980年以降これまでに1,400例にも及ぶ検証計算が実施された。このうち、上記制限実行増倍率の算出に当たっては、反射体の付いた単一ユニットの核燃料体系で、複雑な形状のもの及び中性子毒を含むものを除く約400例の体系を対象とした。この対象体系を燃料の種類等により8つのグル-プに区分し、検証計算の結果を整理した。グル-プ毎に実行増倍率の分布が得られ、これから制限実行増倍率が算出された。

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