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奥野 浩; 川崎 弘光*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1072 - 1085, 2002/10
被引用回数：2 パーセンタイル：16.96(Nuclear Science & Technology)臨界及び未臨界質量を243Cmから247Cmの5核種のキュリウム同位体の球に対して計算した。燃料は金属系及び金属と水の混合系で、3種類の反射条件(裸,水反射体付き,ステンレス鋼反射体付き)を考慮した。計算は、主に連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2の組合せを用いて実施した。その他の評価済み核データファイルENDF/B-VI及びJEF-2.2も中性子増倍率の計算結果の評価済み核データファイルの違いに起因する相違を見い出すために適用した。評価済み核データファイルへの大きな依存性が計算結果に見い出された。
勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 小迫 和明*
JAERI-Research 99-010, 16 Pages, 1999/02
JAERI-Research-99-010.pdf:0.86MB
原研中性子科学研究計画で次世代短パルス核破砕中性子源の建設を目指しており、その第一歩として裸のターゲットから漏洩する中性子に関するニュートロニクス計算(ターゲット形状やターゲット材料等による)を行った。円筒形のターゲットに比べ扁平ターゲットは遙かに高い漏洩中性子束をモデレータに供給することができること、水銀ターゲットは鉛・ビスマスとも融体ターゲットに比べ高い漏洩中性子強度を与えることなどが明らかとなった。また、どの様なターゲットの形状が高い中性子強度を与えるのかなどに関して重要な知見を得た。しかしながら、正確に中性子性能を評価するためにターゲット・モデレータ・反射体系を含めた計算は不可避である。また、冷モデレータにおける核発熱の情報を得るために、ターゲットに近接(ターゲット表面から2cm)して置かれた軽水の核発熱分布を求めた。
U-H
O系の臨界量; MCNP-4コードとJENDL-3ライブラリーを用いた計算松浦 重和*; 奥野 浩
JAERI-M 93-212, 39 Pages, 1993/10
GODIVAでの濃縮度93.7wt%の裸球体系金属ウランのベンチマーク実験を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-4とJENDL-3ライブラリーを用いて解析し、実効増倍率1.003
0.001という結果を得た。この最新の方法を反射体のないU100%金属の基本形状に適用し、同じ実効増倍率を与える寸法を求めた。球体系での臨界質量が47.30.4kgU(半径8.440.02cm)、無限円柱体系での臨界直径が11.920.04cm、無限平板体系での臨界厚さが6.400.02cmという結果を得た。欧米のハンドブック記載データとの相違は、濃縮度と反射条件の微妙な違いに起因すると推定される。また、ロッキーフラッツで実施された円筒容器入り高濃縮硝酸ウラニル水溶液の実験についても解析し、U-HO系の臨界質量を計算してハンドブックのデータと比較した。最小臨界質量1.480.02kgUの値を得た。
三澤 毅*; 奥野 浩; 内藤 俶孝
JAERI-M 86-069, 29 Pages, 1986/04
核燃料施設内の複数の核燃料ユニットの臨界安全性を評価するためには、中性子相互作用を考慮に入れなければならない。この大きさを評価する方法として立体角法があり、その為には裸の体系での実効増倍率の値が必要となる。この裸の体系の実効増倍率を水反射体付きの実効増倍率から簡便に算出する方法について検討を行った。その結果、反射体の有無による実行増倍率の比は燃料寸法の単調な関数として表され、この関係は移動面積、外挿距離、反射体節約の値を算出することによリ一群拡散モデルによって良く説明される事がわかった。
