Calculation of criticality condition data for single-unit homogeneous uranium materials in six chemical forms

均質ウラン系6化学物質の臨界条件データの計算

奥野 浩  ; 吉山 弘; 三好 慶典

Okuno, Hiroshi; Yoshiyama, Hiroshi; Miyoshi, Yoshinori

「臨界安全ハンドブック」の参考データとして添付された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂のため、単一ユニットの臨界条件データを均質ウラン物質の6種類の化学形態について計算した。計算された臨界条件データは、質量,球体積,無限長円柱直径,無限平板厚さの推定臨界値及び推定臨界下限値で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価で遭遇するウラン物質の典型的な6種類の化学形態についてのものである。化学形態はU-HO, UO-HO, UOF水溶液,UO(NO)水溶液,ADU-HO及びUF-HFであり、このうち、U-HO及びUF-HFは「データ集」には含まれていなかった。計算は連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2を用いて行われた。従来の計算結果及びドイツの臨界ハンドブックとの比較も行った。文献値及び以前の計算結果との比較により、値及び計算精度についても議論した。

Single-unit criticality condition data were calculated for homogeneous uranium materials in six chemical forms for revision of the Data Collection section that was attached as the appendix to the Nuclear Criticality Safety Handbook. The calculated criticality condition data were the estimated critical and the estimated lower-limit critical masses and volumes of spheres, diameters of infinitely-long cylinders and infinite slab thicknesses for uranium materials in six chemical forms encountered in criticality safety evaluation of nuclear fuel cycle facilities. The calculation was made with a continuous-energy Monte Carlo criticality calculation code MVP and the Japanese Evaluated Nuclear Data Library JENDL-3.2. The values and precision of the present calculations were discussed in comparison with the literature and the previous results.