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曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 三好 慶典
JAERI-Tech 2003-096, 84 Pages, 2004/01
過渡臨界実験装置TRACYにおける水反射体付き炉心での超臨界実験に先立ち、当該炉心体系の臨界性及び反応度に関する核特性を評価した。解析には、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVP及び2次元輸送計算コードTWOTRAN並びに核データライブラリJENDL-3.3を用いた。TRACYに既設の裸炉心体系における核特性との比較から、水反射体は、動特性パラメータを変化させないが、臨界液位を20%程度,温度反応度係数を6
10%程度,ボイド反応度係数を18%程度、それぞれ減少させるものと見積もられた。また、Nordheim-Fuchsモデルによると、同一燃料条件及び同一反応度投入条件下では、水反射体系における第1出力バーストのピーク出力は、裸体系の場合に比べて15%程度小さくなるものと評価された。ただし、同モデルでは考慮されていないボイド反応度フィードバック効果が出力特性に与える影響については、同実験結果をもとに評価される予定である。
高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望
JAERI-Tech 2003-081, 49 Pages, 2003/10
HTTR炉心の燃料最高温度の評価においては、炉心出力密度分布の予測精度向上が重要であり、炉心管理コードとしても用いられる拡散燃焼計算モデルの改良を図る必要がある。拡散計算によるHTTR炉心の出力密度分布解析について、可燃性反応度調整材(BP)を燃料体内に均質に分布させたモデル(BP混合モデル)とBP領域を分離したモデル(BP分離モデル)の解析結果を、グロス
線による出力密度分布測定結果及び連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPの計算値と定量的に比較した。その結果、BP混合モデルでは、炉心の軸方向出力密度分布に対する予測精度が不十分であること、BP分離モデルを用いることにより、予測精度が大幅に改善されることがわかった。
根本 俊行*; 川崎 信夫*; 田辺 豪信*; 渡辺 秀雄*; 川井 渉*; 鈴木 信太郎*; 原田 裕夫; 庄司 誠; 久米 悦雄; 藤井 実
JAERI-Data/Code 97-055, 161 Pages, 1998/01
JAERI-Data-Code-97-055.pdf:4.57MB
本報告書は、平成8年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業のうち移植作業部分について記述したものである。原子力コードのVPP500における高速化及び移植作業は、平成8年度に11件行われた。これらの作業内容は、同種の作業を行うユーザに有益な情報を提供することを意図して、「並列化編」、「ベクトル化編」、「移植編」の3冊にまとめられている。本報告書の「移植編」では、軽水炉安全解析コードRELAP5/MOD3.2及びRELAP5/MOD3.2.1.2、原子核データ処理システムNJOY、2次元多群ディスクリート・オーディネーツ輸送コードTWOTRAN-IIに対して行った移植作業と汎用図形処理解析システムIPLOTに対して行った移行調査作業について記述されている。
山本 俊弘; 桜井 淳; 須崎 武則; 新田 一雄*; 星 良雄; 堀木 欧一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(12), p.1178 - 1184, 1997/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)主要な核分裂生成物元素であるRh,Cs,Nd,Sm,Eu,Gdの熱外中性子領域での断面積評価に利用可能な実験データを示す。TCA(Tank-type Critical Assembly)の炉心中心に挿入されたカドミウム被覆の容器に純水と核分裂生成物元素を含む水溶液を入れたときの臨界水位の差から反応度効果を求めた。それらの値は実験誤差と比べて有意な値であった。随伴熱中性子束はカドミウムカットオフエネルギー以下では容器内で大きく低下するので、熱外中性子領域での反応度効果を測定することができる。この実験に対する解析をSRACコードシステムと中性子輸送計算コードTWOTRANを用いて行った。核分裂生成物元素の反応度効果の計算には厳密摂動論を用いた。JENDL-3.2及びENDF/B-IVを用いて計算した反応度効果を測定値と比較したところ、JENDL-3.2は妥当な結果を与えた。
三好 慶典; 馬野 琢也; 外池 幸太郎; 井沢 直樹; 杉川 進; 岡崎 修二
Nuclear Technology, 118(1), p.69 - 82, 1997/04
被引用回数：13 パーセンタイル：70.31(Nuclear Science & Technology)NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYでは、1995年2月の初回臨界試験以後、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液燃料を用いて最初のシリーズの臨界実験を実施した。本報告書は、臨界安全設計に用いられている解析コードの信頼性評価に資するため、直径60cmの円筒タンクを用いた基本炉心に関する臨界データを公表するものである。実験では、ウラン濃度及び反射条件を主要なパラメータとして炉心条件を変更し、硝酸濃度を約2.2mol/lに保持し、ウラン濃度を313g/lから225g/lの範囲で変化させた。ここでは、ベンチマークデータとして水反射体付炉心及び反射体なしの炉心に関して、各々7ケース及び5ケースを選定している。また、我が国で整備された核データファイルJENDL3.2を用いて、2次元SN輸送コードTWOTRANと3次元モンテカルロコードMCNP4Aによる解析結果についても示し、中性子実効増倍率に関する相互比較を行った。
桜井 淳; 山本 俊弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.202 - 210, 1997/02
被引用回数：3 パーセンタイル：30.34(Nuclear Science & Technology)主要な核分裂生成物元素の反応度効果を測定した臨界実験のベンチマークモデルを提示する。核分裂生成物元素としてはロジウム、セシウム、ネオジウム、サマリウム、ユウロピウム、カドリニウム、エルビウムを選択した。これらの元素は、TCA(Tank-Type Critical Assembly)の燃料配列の中心部分に挿入された容器内に溶解している。容器内の水溶液の原子個数密度を算出した。この原子個数密度を使って、MCNP 4A、TWOTRAN及びJENDL-3.2断面積ライブラリーによる臨界計算を行った。
山路 昭雄; 坂本 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。
増川 史洋; 高野 誠; 井上 修*; 原 俊治*
JAERI-M 93-024, 31 Pages, 1993/02
最近のエンジニアリングワークステーション(EWS)の性能の向上は目覚しく、臨界・遮蔽解析コードを現実的な時間で実行することが可能である。本報では当研究室でよく使用される臨界・遮蔽解析コード、MAIL3,ANISN-JR,KENO-IV,ORIGEN2,CITATION,TWOTRAN,VIM,DORTを高速EWS SUN-4/2で使用可能なように移植・変換を行った際のノウハウをまとめるとともに、EWSで各コードを実行する際の使用手引きを示した。各コードの実行の際にI/Oアクセスファイルを容易に指定できるようにサブミットコマンドを作成した。
高野 誠
JAERI-M 91-108, 25 Pages, 1991/07
二次元Sn計算コードTWOTRANは炉心解析等に以前から広く使われているコードである。TWOTRANコードで扱える形状の一つにR-Z形状があるが、外周の境界条件としては無限配列セル計算の場合、白色境界条件又は反射境界条件しか用意されていない。本報では、実際の使用済PWR燃料棒セル計算をTWOTRANコードのR-Z形状で解析した際に生じた問題点を示し、一次元SnコードANISNやモンテカルロコードKENOによる結果との比較検討により、R-Z形状の外周境界条件としては白色境界条件および反射境界条件が不適当となる場合があることを示した。このため、新たに「白色反射境界条件」を提案し、これをTWOTRANコードに組み込み、他の境界条件を使用した場合と比較した結果、最も良好な結果を示すことが判明した。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 徳原 一実*
JAERI-M 89-118, 67 Pages, 1989/09
日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉(熱出力30MW)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950
Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くすることが必要である。このため、ウラン濃縮度配分の調整による径方向出力分布及び軸方向温度分布の平坦化により、原子炉出口冷却材温度が950Cの条件下で燃料最高温度が制限値以下となる燃料配分を系統的に定めた。反応度調整材の諸元は、燃焼を通して炉心の余剰反応度が必要最小限となるように定め、制御棒の挿入により出力分布が歪まないようにした。本報は、この燃料最高温度低減のための系統的な燃料配分の設計手順及び設計結果について述べる。
石黒 美佐子; 筒井 恒夫
JAERI-M 82-199, 40 Pages, 1982/12
中性子輸送計算は、原子炉の遮蔽問題や臨界問題を取扱い、原研ては、計算量の多い分野の1つである。そこで、近い将来におけるスーパーコンピュータの利用を想定し、中性子輸送コードのベクトル計算への適応性について調査した。差分近似法を用いたDOT3.5、TWOTRAN、ANISNと直接積分法を用いたPALLAS-2DCY、BERMUDA-2DNを取上げる。ベクトル計算効果は、解法、形状、取扱われる問題に大きく依存することが解った。ここでは、各コードに対し、ベクトル化の問題点、再構成、F230-75 APUによる計算速度の実測、反復解法の数値実験などが記述される。
高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9956, 23 Pages, 1982/03
多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として、半均質臨界実験装置(SHE)で行われた可燃性毒物(BP)棒の反応度価値測定の解析を、SHE-14体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびTWOTRAN-IIを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよびBP棒反応度価値を計算した。BP棒が一本および二本装荷された炉心に対し、解析用モデルをR-O形状で作成し、それぞれ三種のBP棒のボロン濃度に対し解析した。解析により得られたBP棒反応度価値は、ボロン濃度が4.27および8.35wt%の場合、実験値と10%以内で一致した。しかし、ボロン濃度が2.11wt%の場合には、20%以上の相違を示した。
高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9942, 60 Pages, 1982/02
多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として半均質臨界実験装置(SHE)で行われた、臨界時および制御棒挿入時の即発中性子減衰定数測定の解析を、SHE-14の体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびTWOTRAN-IIを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよび即発中性子減衰定数を計算した。解析は、各種のR-O形状モデルおよびX-Y形状モデルを用いて行い、さらに補正計算も行った。解析により得られた、即発中性子減衰定数は、臨界時で-4.38%、制御棒挿入時で+-2%程度の実験値との相違を示した。これより、制御棒挿入時の即発中性子減衰定数解析法および使用した計算コードの妥当性が示された。
土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9911, 32 Pages, 1982/02
濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEにおける実験のうち、SHE-8炉心を対象に実験用制御棒の反応度価値と、臨界時即発中性子減衰定数の解析を行ない、実験値と比較・検討した。解析では、中性子スペクトル計算に高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を、また炉心の中性子減衰定数の算出には2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いるものとし、輸送近似と出来る限り厳密な空間モデルを採用した18群S6PO計算を行なった。解析の結果、制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数とも5%程度の誤差範囲で実験値と一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法がほぼ妥当なものであることが確認された。
土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9912, 21 Pages, 1982/01
濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEの実験のうち、SHE-8炉心を対象に、銅の放射化反応率分布の解析を行ない、実験データと比較・検討した。解析では、1~3次元拡散計算コードCITATION-2および2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いて18群炉心計算を行ない、必要な断面積は、高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を用いて算出した。銅の反応断面積には、GAM-1ライブラリーおよび1/vデータを採用した。解析の結果、制御棒が挿入された体系および挿入されていない体系とも、反応率分布は実験データと一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法が妥当なものであることが確認された。
飯田 浩正; 五十嵐 正仁*
JAERI-M 8019, 68 Pages, 1978/12
核融合装置の廻りの線量率分布を計算する計算コードシステムを作成した。このシステムは1次元、2次元のSn輸送計算コード、誘導放射能計算コード、放射化連鎖データファイル、放射化断面積データファイル、ガンマ線放出データファイル、ガンマ線群定数ファイル、ガンマ線束・照射線量率換算係数から成っている。
炉物理研究委員会; 遮蔽専門部会
JAERI-M 7799, 53 Pages, 1978/08
中性子ストリーミング計算に対してDiscrete Ordinatesおよびモンテカルロコードの精度を検証するためにベンチマーク計算を実施した。今回使用したコードはDOT-III、TWOTRAN-II、PALLASおよびMORSEコードである。ベンチマーク問題が2つ選定され、これらはJRR-4において実施された実験にもとづいている。その第1は水中に設置された直円筒空気ダクト速中性子ストリーミング問題であり、他の問題は動力炉の圧力容器と1次遮蔽体との間の間隙を模擬した円環形状ボイド問題である。中性子空間分布が放射化法による測定で求められている。計算と実験との比較がダクトやボイド内およびこれらの周辺における反応率について実施された。全体としてかなり良い一致が得られたが、2、3の限られたケースでは極めて大きな差が出ており、あるいは収斂しない場合もあった。
