Development of fission source acceleration method for slow convergence in criticality analyses by using matrix eigenvector applicable to spent fuel transport cask with axial burnup profile

黒石 武; 野村 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(6), p.433 - 440, 2003/06

https://doi.org/10.3327/jnst.40.433

実際の使用済み燃料輸送容器の臨界安全性解析において有効な核分裂源収束加速手法を研究した。OECD/NEA燃焼度クレジットベンチマーク問題II-Cでは、炉内中性子束測定に基づいて、ほぼ対称形から強非対称形に至るまでのさまざまな軸方向燃焼度分布が提案された。その中のいくつかのケースにおける従来モンテカルロ手法の計算結果は、核分裂源分布の極めて緩慢な収束性を示し、臨界性統計評価のための信頼し得る核分裂源分布を得るためには、極めて大きなスキップサイクル数が必要となった。核分裂源収束緩慢性を改善すべく開発され従来モンテカルロ計算に組み込まれてきた行列固有値計算をこのベンチマーク問題に適用した。行列固有値計算の有効性は、その行列要素の評価精度に依存する。核分裂源の収束が不十分な状態でさらなる加速手法を適用する際に、特に極めて緩慢な収束性を示す本ベンチマーク問題に対して、小さい核分裂源の行列要素の統計評価による大きな変動により、異常な加速結果を示した。このような場合、行列要素を評価する際のヒストリー数を単純に増加させる場合と比較して計算時間的により有効な核分裂源加速手法を提案する。

使用済燃料輸送容器の遮蔽実験予備解析

片倉 純一; 小室 雄一; 山野 直樹; 内藤 俶孝

JAERI-M 9957, 94 Pages, 1982/03

JAERI-M-9957.pdf:2.3MB

遮蔽安全性評価用計算コードシステムの信頼性を確認するために、使用済燃料輸送容器の遮蔽実験が原研で計画されている。その予備解析として、放射線源強度、中性子およびガンマ線の輸送、および中性子の反応度の計算が行われた。また、計算手法の妥当性を評価するために種々のパラメータ・サーベイが行なわれた。これ等の検討の結果、本解析に使用すべき解析手法が整備された。また、輸送容器周辺での線量分布の推定値が求まった。