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論文

Burn-up credit criticality safety benchmark phase III-C; Nuclide composition and neutron multiplication factor of a boiling water reactor spent fuel assembly for burn-up credit and criticality control of damaged nuclear fuel

須山 賢也; 内田 有里子*; 鹿島 陽夫; 伊藤 卓也*; 宮地 孝政*

NEA/NSC/R(2015)6 (Internet), 253 Pages, 2016/03

OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー(WPNCS)燃焼度クレジット専門家会合(EGBUC)は、いくつかの国際ベンチマークを実施して燃焼計算コードシステムの精度の評価を行ってきた。BWR 9$$times$$9燃料集合体2次元無限長モデルを対象とした新しいベンチマークPhase IIICの仕様は、2012年9月のOECD/NEA/NSC/WPNCS燃焼度クレジット専門家会合において提案された。35の計算結果が9ヶ国16機関から送付された。このレポートはPhase IIICの結果をまとめたものである。このベンチマークの結果により、以前実施したPhase IIIBベンチマークの時代よりも燃焼計算実施能力が向上していることが確認できた。また、最新コードを使用した燃焼計算結果の差によって生じる中性子増倍率の差は3%以下であった。

論文

Infinite multiplication factor of low-enriched UO$$_2$$-concrete system

井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11

AA2012-0375.pdf:0.63MB

 被引用回数:11 パーセンタイル:69.43(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO$$_2$$-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。

口頭

BWR燃料集合体に対するOECD/NEA燃焼計算ベンチマークPhase-IIIBの再解析

内田 有里子; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価では、燃焼燃料の組成を評価する必要があり、燃焼計算コードシステムの精度評価が求められる。そのため、1990年代後半にOECD/NEAで実施されたBWR燃料に対する燃焼計算ベンチマークPhase-IIIBを用いて、最新の核データと計算コードによる解析結果の差を把握することとした。本発表では、連続エネルギモンテカルロコードMVPと一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1によるPhase-IIIBの再解析の結果を示す。

口頭

統合化燃焼計算コードシステムSWAT4の開発と検証

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 内田 有里子; 外池 幸太郎; 高田 友幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価には、多数の燃焼燃料の組成を高精度かつ高速に評価することが必要となる。連続エネルギモンテカルロコードMVPあるいはMCNPを使用する統合化燃焼計算コードSWAT3.1に決定論的中性子輸送計算コードSRAC2006を制御する機能を付加したSWAT4を開発し、その精度を燃焼計算ベンチマーク(OECD/NEA Phase-IIIB)及び使用済燃料組成測定(ARIANE: Actinides Research in a Nuclear Elements)のデータを解析することにより検証した。

口頭

BWR 9$$times$$9燃料集合体に対するOECD/NEA燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIC"の概要とその報告書案

内田 有里子; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故で発生した破損燃料の臨界安全評価では、燃焼燃料の同位体組成を評価する必要があり、燃焼計算コードシステムの精度評価が求められる。BWR燃料集合体の燃焼計算の精度に関し、OECD/NEA/NSC臨界安全性ワーキングパーティー燃焼度クレジット専門家会合においてBWR Step-2燃料集合体に対する国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"が実施されたが、その終了から既に10年以上経過している。1FではStep-3燃料が多く使用されており、当時から計算コードや核データライブラリが改良されてきていることから、同専門家会合において原子力機構の提案により2012年9月からBWR Step-3燃料に対する燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIC"が実施されている。本発表ではこのベンチマークの取りまとめ状況と解析結果を報告する。

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