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論文

SFCOMPO-2.0; An OECD NEA database of spent nuclear fuel isotopic assays, reactor design specifications, and operating data

Michel-Sendis, F.*; Gauld, I.*; Martinez, J. S.*; Alejano, C.*; Bossant, M.*; Boulanger, D.*; Cabellos, O.*; Chrapciak, V.*; Conde, J.*; Fast, I.*; et al.

Annals of Nuclear Energy, 110, p.779 - 788, 2017/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:18.09(Nuclear Science & Technology)

SFCOMPO-2.0 is the new release of the NEA database of experimentally measured assays, i.e. isotopic concentrations from destructive radiochemical analyses of spent nuclear fuel samples, complemented with design information of the fuel assembly and fuel rod from which each sample was taken, as well as with relevant information on operating conditions and characteristics of the host reactors, which are necessary for the modelling and simulation of the isotopic evolution of the fuel during irradiation. SFCOMPO-2.0 has been developed and is maintained by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA) under the guidance of the Expert Group on Assay Data of Spent Nuclear Fuel (EGADSNF) of the NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety (WPNCS). In this paper, the new database is described. Applications of SFCOMPO-2.0 for computer code validation, integral nuclear data benchmarking, and uncertainty analysis in nuclear waste package analysis are briefly illustrated.

論文

離散系のシミュレーション手法,1

山本 敏久*; 森 貴正

日本原子力学会誌, 48(8), p.579 - 585, 2006/08

日本原子力学会計算科学技術部会企画の連載講座「計算科学手法と原子力分野における応用」第5回離散系のシミュレーション(その1)として、モンテカルロ法に基づく中性子輸送計算シミュレーション手法の概要と、最近の話題を取りまとめた。

報告書

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究(2)

竹田 敏一*; 田川 明広*; 丸山 学*; 北田 孝典*; 山本 敏久*

JNC-TJ9400 2001-009, 239 Pages, 2001/02

JNC-TJ9400-2001-009.pdf:8.71MB

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第一部 高速炉心の中性子スペクトルの共分散誤差とバイアス補正による計算精度向上の検討高速実験炉「常陽」で用いられている中性子スペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトルのバイアス補正ファクターと共分散を物理的で定量的に評価するとともに、各バイアス補正ファクターと共分散を積み上げることで、より合理的な初期推定スペクトルとその誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトルの共分散は相対的に小さく、バイアス補正を考慮することで小さな誤差でも十分精度良く評価できることがわかった。第2部 モンテカルロ法によるガス冷却高速炉の中性子流の評価Heガス冷却高速炉用の異方性拡散係数をモンテカルロ法で求める手法の検討の一環として、モンテカルロ法で中性子流を評価できるようにタリー機能を追加し、非均質な体系での中性子流の評価を行った。非均質体系では均質体系に比べて炉心からの漏れは大きく、特に低エネルギー側で顕著であることが分かった。また、体系計算形状と拡散・輸送計算の違いによる中性子漏れの検討を行った。各効果を併せると、高エネルギー側では計算手法の差による影響が支配的で中性子流を大きく見積もり、低エネルギー側では非均質効果が支配的で中性子流を小さく見積もる結果となった。第3部 減速材を用いた核変換の解析手法の検討高速炉での超寿命FP核種などの変換効率を高めるために検討されている、減速材付きターゲット集合体の解析を精度よく行える手法を検討した。モンテカルロ法と類似した計算方法に基づき、3次元体系で非均質体系を直接扱うことができるCharacteristics法が最も有望であるとの結論を得た。また、マルチバンド法とCharacteristics法を組み合わせた決定論的手法について、計算の高速化・高精度化に必要な技術について考察を行った。

報告書

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究

山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広*; 丸山 学*; 竹田 敏一*

JNC-TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。

報告書

高速炉核特性の数値解析手法の改良(IV)

竹田 敏一*; 山本 敏久*; 北田 孝典*

JNC-TJ9400 99-002, 171 Pages, 1999/03

JNC-TJ9400-99-002.pdf:4.44MB

高速炉核特性の数値解析手法の改良の一環として、以下の3件に関する研究を実施した。第1部 ブランケット領域での反応率計算法の改良断面積の詳細エネルギー群構造から直接にバンドパラメータを計算する手法(詳細エネルギー評価法)を用い、バンド間散乱を含めた詳細な中性子バランス式を解く方法を確立した。また、マルチバンド法の効果を方向依存ミクロ断面積の形で従来のSn法に組み入れる方法を示した。本手法を「もんじゅ」の反応率分布計算に本手法を適用した結果、ブランケットでの反応率分布の最大増加量は、U-238capで10%、Pu-239fisで12%、U-235fisで12%、U-238fisで1%となった。また、方向依存ミクロ断面積を使用する効果は小さく、ほとんどがミクロ断面積の絶対値が変化する効果であることがわかった。第2部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良モンテカルロ法で摂動を取り扱う手法である、相関サンプリング法と導関数演算子サンプリング法を用いて、非常に大きな密度摂動を伴う場合について検証計算を行った。この結果、導関数演算子サンプリング法については、現状の1次微分項までの展開では不十分で、2次以上の項を考慮する必要があることがわかった。また、摂動に伴う随伴中性子束のエネルギー、空間分布の変化を考慮する手法について理論的検討を行ない、厳密摂動理論に基づく計算式を導き出した。第3部 高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速炉の核特性解析精度の向上のために使用されている断面積調整法とドジメトリー解析で使用されているunfolding法とを理論的に比較し、両者の特徴を明らかにした。両者の特徴を生かした改良法として、断面積誤差による中性子スペクトルへの影響を取り入れたunfolding法、および中性子スペクトルのunfoldingを取り入れた断面積調整法についての理論的検討を行った。

報告書

高速炉核特性の数値解析手法の改良(III)

竹田 敏一*; 北田 孝典*; 山本 敏久*; 片木 洋介*

PNC-TJ9605 98-001, 267 Pages, 1998/03

PNC-TJ9605-98-001.pdf:11.65MB

高速炉核特性の数値解析手法の改良として、マルチバンド法、摂動モンテカルロ法、輸送ノード法に関連する研究を行った。本報告書は以下の3部に分かれている。第1部 マルチバンド法による反応率計算法の改良マルチバンド法を用いて、ブランケット領域の反応率分布を詳細に評価する手法を検討した。フィッティング法によって作成した3バンドパラメータを用いて、U-238捕獲反応、U-235核分裂反応、Pu-239核分裂反応、U-238核分裂反応の反応率分布を解析した。対象核種としては、構造核種である鉄、ニッケル、クロム、およびナトリウムの4核種とした。マルチバンド法を用いることにより、いずれの反応率もブランケット深部で反応が増大する方向に補正され、補正量は最大で5%に達した。この結果は、従来の解析手法による実験値とのずれを改善する方向である。またこの補正量は、マルチバンド法におけるバンド間の散乱の取り扱いによって大幅に異なることがわかった。従来のフィッティング法の問題点を解決するべく、直接的なマルチバンドパラメータの作成法の検討も行った。第2部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法による摂動計算理論の検討及び、計算コードの作成を行った。昨年度までに使用していた相関サンプリング法だけでなく、導関数演算子サンプリング法でも計算できる、連続エネルギー摂動モンテカルロ計算コードを作成した。作成した計算コードを用いて「もんじゅ」炉心を対象とした計算を行い、参照解と比較検討した。「もんじゅ」にGEMまたは模擬燃料集合体を装荷した体系で、それらの集合体内のナトリウム密度を変化させた摂動、また制御棒全引き抜き体系で体系内のナトリウム密度を一様に変化させた摂動にともなう固有値の変化を調べた。ナトリウム密度の変化が小さい場合には、相関サンプリング法と導関数演算子サンプリング法のどちらの手法でも良好な結果を得ることができた。しかしながら、密度変化が大きい場合には、相関サンプリング法では妥当な結果を得ることができなかったが、導関数演算子サンプリング法では、そのような大きな密度摂動の場合でも良好な結果を得ることができることがわかった。第3部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良集合体(ノード)内平均中性子束及びノード境界の中性子束から、集合体出力分布を評価する手法を、輸送理論に基づき導出し

報告書

「常陽」照射MA試料の測定結果を用いたMAの燃焼解析法精度評価 -先行基礎工学分野に関する平成7年度報告書-

横山 賢治*; 竹田 敏一*; 山本 敏久; 北田 孝典; 青山 卓史

PNC-TN9410 96-265, 64 Pages, 1996/05

PNC-TN9410-96-265.pdf:3.09MB

マイナーアクチニド(MA)の燃焼に関する研究の一環として、MAの代表核種である237Npについて、高速実験炉「常陽」で照射された237Np試料の測定結果に基づき燃焼解析法の精度評価を行った。解析方法として、燃焼計算にはORIGEN2を用い、中性子束分布計算には従来から用いられている「常陽」炉心管理コードMAGI、3次元拡散計算コードCITATIONに加えて、照射集合体の内部構造を詳細に取り扱うため連続エネルギーモンテカルロコードMVPを導入した。また、ドシメータの反応率からアンフォールディングした中性子束も用い、これらを用いて計算した237Np変換率を比較した。MVPの計算結果の比較により、今回の解析対象集合体では、集合体内部構造の非均質効果が237Npの燃焼計算に与える影響は小さいことがわかった。MAGI、CITATIONの中性子束を用いた237Np変換率の計算は、中性子捕獲、核分裂反応ともに測定値を約30%過大評価した。また、アンフォールディングした中性子束を用いた場合でも測定値より約12$$sim$$20%大きかった。この原因として、MAGI、CITATIONの中性子束計算法の他にアンフォールディングによる中性子束の誤差や237Np変換率の測定誤差についても検討する必要があることがわかった。本研究により、237Np燃焼特性の解析精度を向上させる上での問題点を摘出した。

報告書

高速炉におけるMA装荷方法の検討

山本 敏久

PNC-TN9410 95-162, 121 Pages, 1995/06

PNC-TN9410-95-162.pdf:5.22MB

現在、先進的核燃料リサイクル検討の一環としてMOX燃料-高度化PUREXによるアクニチドリサイクルが検討されている。一方、これまで行われてきた高速炉におけるMA燃焼特性の検討は、炉心単独に着目したパラメータサーベイにとどまり、MAの具体的な炉心装荷方法や、それに伴って発生する技術的な解決策は検討されていない。本研究では、炉心設計の観点からその実現性を検討し、設計成立性が見通せる範囲において、高速炉における最適なMA装荷方法を選定した。選定した案は、Amを非ウラン希釈材とともにターゲットピンに加工し、集合体内に分散配置するもので、高処理率とともに炉心特性やリサイクル施設への負担を小さく抑えることが可能である。また、ターゲットピンの熱的条件、使用済燃料の崩壊熱、MA装荷の炉心特性への影響等を評価した結果、十分なMA処理率が実現できることが確認された。

報告書

炉心核特性詳細解析コードTRITACの改良

山本 敏久

PNC-TN9410 95-069, 65 Pages, 1995/04

大型高速炉の核特性計算を短時間かつ高精度で行なうことができる計算コードとして、これまでTRITACコードを開発してきた。TRITACコードは、3次元デカルト座標系の中性子輪送方程式(ボルツマン方程式)を離散座標法(Sn法)を用いて解くコードであるが、計算時間を実用的な規模に抑えるためには、数値計算の分野で加速法と呼ばれる手法を道用することが不可欠である。一方、3次元Sn計算の加速法として非常に有効な方法のひとつに拡散布合成法があり、これまでTRITACコードの解法に使用されてきた。しかし、計算体系に中性子散乱比が1に近く、さらに密度が希薄な物質が存在すると、低エネルギーの中性子束の収束が悪化し、計算時間の増大等の問題を生じる場合があった。今回、拡散合成法の解法に「正負項分離」を新たに適用することによって、解の安定性および加速効率を大幅に改善することができた。典型的な高速炉体系での計算時間は、ベクトルプロセッサーを使用しない場合で、同規模の拡散計算の4倍程度となり、従来法によるSnコードの約1/10の計算時間を実現した。

報告書

PNC's Results on the Metal-Fueled Fast Reactor Benchmarks

大木 繁夫; 山本 敏久

PNC-TN9410 95-001, 54 Pages, 1994/12

PNC-TN9410-95-001.pdf:1.39MB

WPPR(プルトニウムリサイクルの物理に関するワーキングパーティー)は1992年11月、OECD/NEAのNuclear Science Committeeの中に設けられた。参加国はフランス、イギリス、ドイツ、ロシア、カナダ、アメリカ、日本など先進10ヶ国以上に及んでいる。WPPRの目的はプルトニウムリサイクルの技術に関するいくつかの物理的課題を明らかにすることにある。活動の一環として、プルトニウム利用の異なるシナリオを評価するために、様々なタイプの原子炉(MOX燃料高速炉、金属燃料高速炉、PWR、新型転換炉)についての国際ベンチマークがおこなわれている。本報告書は我々の参加した金属燃料高速炉ベンチマークの計算結果をまとめたものである。それぞれの結果はベンチマーク提案書(NEA/NSC/DOC(93)24)に示された順序にしたがって、表形式にまとめてある。

論文

バック・ツーバック(BTB)核分裂検出器の開発及び特性試験

高嶋 秀樹; 野村 紀男; 山本 敏久; 小山 真一; 若林 利男

動燃技報, (92), 0 Pages, 1994/12

使用済燃料から発生する長半減期の放射性廃棄物、特にマイナーアクチニド核種(MA核種)の消滅処理技術確立のためには、MA核種の正確な核反応断面積を測定・評価する必要である。MA核種の核反応断面積のデータを測定評価するために、今回バック・ ツー・バックタイプの検出期(BTB核分裂検出器)を開発し、高速中性子炉「弥生炉」で特性試験を実施した。その結果、今回製作したBTB核分裂検出器は、MA核種の核反応断面積を測定評価する上で十分な性能を有することが確認された。

報告書

TRUリサイクルシステム試験炉の炉心概念予備検討報告書

若林 利男; 山本 敏久; 池上 哲雄

PNC-TN9410 93-157, 142 Pages, 1993/06

PNC-TN9410-93-157.pdf:5.64MB

TRUリサイクルシステム試験炉の炉心概念検討に資するため、以下の基本方針の基に、原子炉出力、燃料種類(窒化物、MOX)、炉心高さ、燃料ピン径、マイナーアクチニド(MA)の種類、添加量及び装荷場所(炉心、ブランケット等)等をパラメータとした解析を実施した。● 原則として、リサイクルシステム外へは、Puを含めたTRUを出さない。● 廃棄物は最少とする。● システム内の原子炉は複数とする。(今回は1基とする。)● システムに入ってくるものは・LWRからのMA・天然U又は回収U・場合によってはLWRからのPuとする。● システムから出るものは一部のFPとする。● 安全性向上にも配慮する。今回の結果をまとめると以下のようになる。(1)TRUリサイクルシステム試験炉の炉心の特性、特徴が明らかになり、今後のTRUリサイクルシステム試験炉の炉心概念検討(詳細化)のためのデータベースが整備できた。(2)上記基本方針を満足するTRUリサイクルシステム試験炉の炉心概念構築が可能である。(3)30万kWeクラスTRUリサイクルシステム試験炉については、ダクトレス、MN燃料を使用することにより、365日連続運転ができ、平衡サイクルにおいてPu自給サイクルを確立できるとともに、MAを年間60kg消滅できる。また、ダクトレス燃料の採用により、ダクト付燃料に比べて構造材の重量を43%削減でき、廃棄物の大幅な低減が可能になる。Naボイド反応度は1.34%$$Delta$$k/kk'(約3.5$)となり、過渡特性解析による安全性の確認とともに、Naボイド反応度低減の検討を続ける必要がある。(4)ダクトレス、MOX燃料使用の30万kWeクラスTRUリサイクルシステム試験炉については、径ブランケットを設置することにより平衡サイクルにおいてPu自給サイクルを確立することができる。また、1サイクル280日連続運転が可能である。その他の特性は、ダクトレス、MN燃料炉心と大きな相違はない。(5)60万kWeクラスTRUリサイクルシステム試験炉については、30万kWeクラスと同様の特性を示すが、30万kWeクラスと比べて厳しい点(線出力、最大高速中性子照射量等)もあり、今後炉心構成の見直し等が必要である。

報告書

先進リサイクルシステム検討中間報告(H3.4-H4.6の成果)

山名 元; 塩月 正雄; 平尾 和則; 鈴木 徹; 青山 卓史; 宇都 成昭; 山本 敏久

PNC-TN9410 93-024, 75 Pages, 1993/01

PNC-TN9410-93-024.pdf:6.54MB

21世紀中頃の将来社会を目標としたプルトニウムリイサクルシステム(先進リサイクルシステム)の姿についての検討を行った。まず先進リサイクルシステム検討の意義とその進め方を明らかにした。将来社会の姿(展望)についてのマクロな評価を行い,将来社会において望まれるプルトニウムリサイクルシステムの意義・理念・基本的なあり方などについての見解を具体化した。次に,先進リサイクルシステムの技術的なあり方(仕様)を具体化するために,現在開発を進めている原稿大型MOX路線の特性及びシステムの課題を安全性,サイクル内の技術的整合性,環境保全性など8つの重要な視点について体系化的に整理し明確にした。これより,「安全機能の一層の強化」,「廃棄物発生量と廃棄物への移行核種の本質的低減」,「多様化したエネルギーニーズへの対応」,「リサイクル性の円滑化」等を図るなど,新しいシステムに望まれる具体的な姿を明確化し,先進リサイクルシステムの技術理念をの具体化に反映させた。さらに,システムに望まれる姿の実現を期待される炉種別,燃料,再処理等の要素技術に関して広くレビューし,各技術の有する特性を整理した結果に基づき判断,選択を行った。この結果,現行のNa冷却型FBRサイクルを発展させ比較的近未来での実現を想定した4種類の「先行概念」,及び従来概念から脱却してより究極性をねらった5種類の「先進概念」の計9種類の具体的な新しいサイクルの概念を示した。

論文

Theoretical Analysis of Two-Detector Coherence Functions in Large Fast Reactor Assemblies

山本 敏久; 仁科 浩二郎*; 立松 篤*; 三田 敏男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(11), p.1019 - 1028, 1991/00

多次元問題において、中性子検出反応のエネルギー依存性と空間高調波の影響を考慮した、ノイズ・コヒーレンス関数の解析表式を、モード法に基づいて導出した。この理論式に基づいて、JUPITER実験で実施された大型臨界集合体ZPPR-9およびBCのノイズ実験の解析を実施した。解析結果は測定値と良く一致し、理論および解析モデルの妥当性が確認された。また、特定の位置に検出器対を配置した場合、得られるコヒーレンスは基本モードと1次モードのみで記述できることがわかった。

報告書

JUPITER-III実験解析(III)

白方 敬章*; 山本 敏久*; 中島 文明*; 他7名*

PNC-TN2410 89-003, 349 Pages, 1989/03

PNC-TN2410-89-003.pdf:8.55MB

本報告書は,動力炉研究開発本部 炉技術開発Grで組織しているJUPITERサブワーキングGrの昭和63年度の成果をまとめたものである。JUPITERサブワーキングGrは,動燃事業団が米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてアルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRで実施した大型高速炉物理実験JUPITER-III計画の計画,実験解析を行うためのワーキンググループである。JUPITER-III計画は電気出力65万キロワット相当の軸方向非均質炉心模擬実験(ZPPR-17シリーズ)と100万キロワット相当の均質炉心模擬実験(ZPPR-18シリーズ)からなる。ZPPR-17シリーズの実験解析は本年度でほぼ完了し,ZPPR-18シリーズについては実験解析の準備中である。本年度の主な成果は下記の通りである。(1) 昨年度に引き続き,ZPPR-17の実験解析を実施し,以下の成果を得た。(I)臨界性について,マルチドロワモデル及びセンターラインモデル(セル定数作成法)の効果を評価した。前者の効果は+0.17%$$Delta$$kであり,後者の効果は基準解析のプレートストレッチモデルに比べて0.08$$sim$$0.09%$$Delta$$k高目である。これらの結果を考慮した解析結果(C/E値)は均質炉心ZPPR-9及び径方向非均質炉心ZPPR-13Aの結果とほぼ一致した。(II)制御棒反応度価値のC/E値は中心で0.9程度であり,5%程度の径方向依存性がみられた。反応率分布のC/E値にも5$$sim$$10%の径方向依存性があり,これらの傾向は均質炉心と同様である。(III)広領域NaボイドのC/E値は炉心領域で1.2$$sim$$1.5であり,内部ブランケット領域は0.8程度と低目である。サンプル反応度についても内部ブランケット領域では炉心領域よりも239Puサンプルで20%,10Bサンプルで10%程度過小評価する。これらの傾向は径方向非均質炉心と同様である。(2) ZPPR-17の実験データ集について,その構成と記載内容について検討し,記載すべきデータ項目を選定した。さらに,代表的な実験項目について具体的な記載内容をまとめた。(3) JUPITER実験等の臨界実験データとの対比及び補完の観点から,将来の「常陽」による炉物理実験項目を洗い出し,その成立性及び実験のために具備すべき実験機能を検討した

報告書

JUPITER実験解析における中性子ストリ-ミング効果

竹田 敏一*; 谷本 浩一*; 和地 永嗣*; 山本 敏久*; 白方 敬章*; 金城 勝哉*

PNC-TN241 82-05, 89 Pages, 1982/03

PNC-TN241-82-05.pdf:1.66MB

大型臨界集合体での日米共同実験計画JUPITER Phase 1で行なわれた実験の一部を対象として中性子ストリーミング効果を取り入れた計算方式を用いて実験データの解析を行なった。アルベド衝突確率を用い格子計算に中性子もれを取り入れ、中性子もれの効果が反応率分布にどの程度影響するかを調べた。ZPPR-9炉心のXおよびY方向の各種反応率分布について検討した。制御棒ドロワーのような特異ドロワーの格子定数を、スーパーセルにおける反応率を保存するように決める方法を用い、ZPPR-10Aのピンロッドの制御棒価値を計算し、ドロワー内の非均質性に基づくスミアリング効果並びに輸送効果を求めた。ドロワー内の非均質性を直接炉心計算に取り入れた基準計算結果と比較し、実効格子断面積の有効性について検討した。また、ZPPR-10Cの希釈物質の反応度価値を輸送および拡散計算で求め測定値と比較した。拡散計算でBenoistの拡散係数および統一拡散係数を用いた場合の結果を比較検討した。

論文

Present Status of "TRITAC" Code Development and Its Application to Fast Reactor Colculations

山本 敏久

ANS International Conference on Mathematics and Computationrs Reactor Physics, and Environmental Analyses, , 

TRITACコードは、事業団と大阪大学 の共同により開発した3次元輸送計算コードである。これまで、主にJUPITER実験解析の主力コードとして使用してきたが、一部のナトリウムボイド反応度解析等で収束性が悪かったこの原因を追究した結果、TRITACで使用している拡散合成法の補正ソース項に正負の値が混在する場合に、このような不安定がみられることがわかった。そこで、補正ソース項を正と負の部分に分離し、各々の項を独立に拡散合成法へ適用する新方式「plus and minus term separa tion 法」を導入した結果、これまで安定解が得られなかった計算ケースについても安定な収束が得られるようになった。また、3次元輸送ベンチマーク解析の結果、TRITACは、短い計算時間でモンテカルロ法並みの精度の解を得られることがわかり、将来の標準的な炉心設計コードとして活用できる。

論文

3次元輸送計算コ-ドTRITACの開発

山本 敏久

動燃技報, 75 Pages, 

None

論文

PNC'S Results for the Benchmark onthe MOX Fueled Fast Reactor Core

池上 哲雄; 山本 敏久; 大木 繁夫

NEA/NSCのプルトニウムの物理に関するWorking Party, , 

OECD/NEA/NSCの中に設けられた"プルトニウムの物理に関するワーキングパーティ"で実施することになったベンチマーク計算の結果をまとめた。このベンチマーク計算はMOX燃料を用い、Pu富化度を上げることにより増殖比約0.5のPu燃焼炉心にした600MWeの高速炉炉心において、臨界性、Naボイド反応度ドップラー反応度、燃焼反応度、燃焼による重金属重量変化、崩壊熱、使用済燃料の中性子発生数、放射性毒性等を計算するもので、ここでは動燃の標準的な核計算手法を用いた。

論文

A Preliminary Result on the Metal-Fueled Fast Reactor Benchmarks

山本 敏久

NEA/NSCのプルトニウムの物理に関するWorking Party, , 

OECD/NEA/NSCの中に設けられた"プルトニウムの物理に関するワーキングパーティ"で実施することになったベンチマーク計算の結果をまとめた。このベンチマークは、Pu-U-Zrの金属燃料を使用した炉心を基本に、ブランケット配置の変更により転換率を0.5、0.75、1.0の3段階に変化させ、各々のプルトニウム燃焼特性の評価を行うものとした。また、燃焼ステップや炉定数の燃焼による変化等、計4項目について、自主的に検討した結果をAppendexの形で添付した。

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