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論文

Validation of burnup calculation code SWAT4 by evaluation of isotopic composition data of mixed oxide fuel irradiated in pressurized water reactor

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 望月 弘樹*

Energy Procedia, 71, p.159 - 167, 2015/05

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所事故により日本では核燃料サイクル計画が停滞しているが、過剰なプルトニウムを減らすためにMOX燃料として使用する必要がある。また、福島第一原子力発電所ではMOX燃料を使用していたということからも、MOX燃料の燃焼解析の精度は重要である。したがって、計算コードとライブラリの精度評価が必要である。そこで、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、統合化燃焼計算コードシステム(SWAT4 : Step Wise Burnup Analysis Code System 4)の検証を行った。解析の結果、主要なウラン,プルトニウム同位体の実験値と計算値の差は5%以下であった。これは、ウラン燃料の場合と同程度の精度であり、SWAT4はMOX燃料の燃焼解析に対して十分な精度を持っていることが分かった。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP及びMCNPを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT3.1

須山 賢也; 望月 弘樹*; 高田 友幸*; 龍福 進*; 奥野 浩; 村崎 穣; 大久保 清志

JAEA-Data/Code 2009-002, 124 Pages, 2009/05

JAEA-Data-Code-2009-002.pdf:14.09MB

統合化燃焼計算コードシステムSWATは 我が国で広く利用される核計算コードSRACと、一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せたシステムであり、使用済燃料中のウラン,プルトニウム,マイナーアクチニド,核分裂生成物の組成を評価するために利用されてきた。任意の幾何形状の燃料の燃焼を取り扱うことができ、実効断面積の作成にさまざまな近似を行う必要がない連続エネルギモンテカルロコードを燃焼計算に使用することには大きな利点がある。従来のSWATシステムの基本構想に基づいて、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と我が国で広く利用されている連続エネルギモンテカルロコードMVPとMCNPを組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1を開発した。本レポートはSWAT3.1の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

論文

Corrections to the $$^{148}$$Nd method of evaluation of burnup for the PIE samples from Mihama-3 and Genkai-1 reactors

須山 賢也; 望月 弘樹*

Annals of Nuclear Energy, 33(4), p.335 - 342, 2006/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:43.29(Nuclear Science & Technology)

照射後試験(PIE)サンプルの燃焼度はそれにとってもっとも重要な値の一つである。この研究では、日本原子力研究所で取得された美浜3号炉及び玄海1号炉のPIEサンプルの燃焼度を再評価し、JENDL-3.3ライブラリを用いて SWAT及びSWAT2によって解析を行った。それらのサンプルの燃焼度は再評価によって2-3%の差を生じる。これは反応度差にすると、30GWd/t以上のサンプルで1%程度の中性子増倍率の差となった。再評価された燃焼度を用いて単一ピンセル及び集合体モデルでの計算を行い比較を行った。両者は数パーセントの差で一致し、単一ピンセル体系が適切であり、従来の計算結果でみられたプルトニウム同位体の過小評価は体系モデル化によるものではないことがわかった。

論文

Effect of neutron induced reactions of neodymium-147 and 148 on burnup evaluation

須山 賢也; 望月 弘樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.661 - 669, 2005/07

 被引用回数:14 パーセンタイル:26.44(Nuclear Science & Technology)

燃焼度は使用済燃料の臨界安全評価上重要な値である。Nd-148法は、照射後試験(PIE)の燃焼度決定のための最も重要な方法であり、良い精度を持っていることが知られている。しかしながら、評価された燃焼度はNd-147及びNd-148の中性子との核反応によって影響をうける。そして、PWRから得たPIEサンプルの解析では、Nd-148の量に1%の差があることがわかっている。本研究では、Nd-147及びNd-148の中性子捕獲反応の影響が議論される。特にNd-147の寄与に関しては、Nd-147の現在の評価済み核データが支持されず、新しい評価がPIEデータの解析整合性を有していることを示す。両核反応によるNd-148の可能な変化量は0.7%以下であり、PWR及びBWRそれぞれの、30または40GWd/tで約0.1%である。最終的に、われわれはNd-148法が良い燃焼度評価表であり、すでに報告されているPIEデータの燃焼度が妥当な値であることを再確認した。

論文

Validation of integrated burnup code system SWAT2 by the analyses of isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04

本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。

論文

Improvements to SFCOMPO; A Database on isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; Nouri, A.*; 望月 弘樹*; 野村 靖*

JAERI-Conf 2003-019, p.890 - 892, 2003/10

同位体組成データは、照射済燃料の燃焼計算の検証に必要とされるデータである。2002年9月より、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、照射済燃料同位体組成データベースSFCOMPOを運用してきた。本報告では、SFCOMPOの最新版の状況とOECD/NEAでの今後の開発計画を報告する。

論文

Deuterium effect on the subcritical limit for fissile-to-hydrogen ratio

奥野 浩; 秋山 秀夫*; 望月 弘樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.57 - 60, 2003/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.47(Nuclear Science & Technology)

国際原子力機関(IAEA)の現行の放射性物質安全輸送規則を厳密に適用すると、低レベル廃棄物(LLW)ドラムが核分裂性物質として輸送することが要求される。この問題は、LLWドラム中のコンクリートの水分が重水素(D)を含み、その量が核分裂性物質質量の0.1%を超え、従ってLLW運搬物が核分裂性物質を含む輸送物に関する除外規定要求を満たさないことの帰結である。軽水素($$^{1}$$H)とDの中性子吸収断面積の相違に関する検討から、水素減速体系において天然水中のDの存在による中性子増倍率の相対的な増加が0.015%以下であることを示す。$$^{235}$$U/H質量比5%の$$^{235}$$U金属と水の混合物において、無限中性子増倍率がD/H原子個数比に比例して増加し、D/H原子個数比0.015%に対して無限中性子増倍率の相対的な増加割合が0.03%未満であることを数値計算により確認する。除外規定にある核分裂性核種と水素の制限質量比5%が、天然水にDを含む水素減速体系にも適用可能であることを結論付ける。

報告書

ORIGEN2.1によるBWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

野村 靖; 望月 弘樹*

JAERI-Tech 2002-068, 131 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-068.pdf:5.59MB

通常用いられるORIGEN2.1コードと付属ライブラリー及び原研で開発された最新のライブラリーを用いて、BWR燃料燃焼計算の結果に適用される核種組成補正因子の導出を行い、典型的なBWR使用済燃料棒の輸送あるいは貯蔵設備を模擬した無限配列体系に対して、ORIGEN2.1計算結果をそのまま入力とした場合,補正因子を適用した場合、さらにPIEデータを直接入力とした場合の臨界計算を行い、算出された中性子像倍率を比較検討した。その結果、補正因子を核種組成計算値に適用した場合には、他のいずれの場合よりも中性子像倍率が高く計算され、臨界安全解析上保守側の結果を与えることが確認された。

論文

Revised burnup code system SWAT; Description and validation using postirradiation examination data

須山 賢也; 望月 弘樹*; 清住 武秀*

Nuclear Technology, 138(2), p.97 - 110, 2002/05

 被引用回数:19 パーセンタイル:20.72(Nuclear Science & Technology)

燃焼計算コードSWATが、燃焼度クレジットの解析のために改良された。改良されたSWATの重要な特徴は、その機能がもととなったコードに変更を加えることなく、検証された核計算コードを呼び出すことで実現されていることである。この特徴は、UNIXのシステム関数を用いて実現されており、これによってSWATは個々のコードの開発に独立となっている。改良されたSWATのパッケージには、JENDL-3.2とJNDC FPライブラリ第2版に基づいた最新のライブラリが付属している。これらによって、燃焼問題、例えば照射後試験の解析を、断面積だけでなく核分裂収率及び崩壊定数も最新のデータを使用して行うことができる。ほかの機能は、もっとも信頼性の高い燃焼計算コードORIGEN2のライブラリ作成である。この機能によって作成されたライブラリを使用することで、ORIGEN2のユーザーはSWATとほぼ同じ結果を得ることができる。改良されたSWATの検証は、Calvert Cliffs一号炉及び、日本国内のPWRからの使用済燃料を対象とした照射後試験の解析によって行われた。Calvert Cliffs一号炉からのPIEデータの解析では、改良されたSWATがFPの計算精度が向上していることと、減速材温度が重要であることが示された。日本国内のPWRからのPIEデータの解析では、改良されたSWATが17$$times$$17燃料から得られたUO$$_{2}$$燃料の実験値から、主要ウラン及びプルトニウムについて、5%以内で計算できることがわかった。また、FPに関してはサマリウムを含む多くの同位体で10%以内の結果となっている。これらの結果は、改良されたSWATがPWR使用済燃料の同位体組成の予測に高い信頼性を有していることを示している。

論文

Nuclide composition benchmark data set for verifying burnup codes on spent light water reactor fuels

中原 嘉則; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 永石 隆二; 黒沢 節身; 河野 信昭; 大貫 守; 望月 弘樹*

Nuclear Technology, 137(2), p.1 - 16, 2002/02

使用済軽水炉燃料に関する燃焼計算の精度検証に必要な核種組成ベンチマークデータセットを確立した。3本のPWR使用済燃料棒及び2本のBWR使用済燃料棒から切断採取したそれぞれ16試料(PWR)及び18試料(BWR)について、放射化学的分析により、U,Pu,Np,Am,Cmのアクチノイド及びNd,Sm及び$$gamma$$線放出下p核種の組成及び量の精密測定を行った。試料の燃焼度範囲は、4~50GWd/t,$$^{235}$$U初期濃縮度は2.6~4.1%の範囲にある。試料の燃焼度は、分析結果をもとに$$^{148}$$Nd法により求めた。本報告は、分析結果及び関連する照射条件データをとりまとめたものである。

報告書

ORIGEN2によるPWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

須山 賢也; 村崎 穣*; 望月 弘樹*; 野村 靖

JAERI-Tech 2001-074, 119 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-074.pdf:4.21MB

臨界安全評価上保守的な使用済燃料核種組成を簡便に与えることを目的として、ORIGEN2による燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子をもとめ、その保守性をMVPを用いた臨界計算によって確認した。この補正因子の算出のため、使用済燃料同位体組成測定結果の解析をORIGEN2によって行った。そして、その計算結果から得られた測定値に対する計算値の比(C/E値)の最大あるいは最小値を補正因子として与えた。求められた補正因子は使用済燃料とORIGEN2ライブラリの組み合わせごとに与えられる。得られた補正因子は、従来の臨界安全ハンドブックにおいて与えられていた推奨核種組成の再定義と考えられるものである。

報告書

WWWを利用した核種組成データベースシステムSFCOMPO on WWW Ver.2

望月 弘樹*; 須山 賢也; 野村 靖; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 2001-020, 394 Pages, 2001/08

JAERI-Data-Code-2001-020.pdf:17.99MB

「SFCOMPO on WWW Ver.2」は1997年に公開された使用済燃料核種組成データベースシステム「SFCOMPO on WWW」の改良版である。「SFCOMPO on WWW Ver.2」はリレーショナルデータベースソフトPostgreSQLの導入により、データベースの管理が可能となっており、さらに多様な検索方法を利用することができる。また、核種組成の解析に必要なすべてのデータをこのシステムのウェブサイトから入手することができる。本報告では、SFCOMPO on WWW Ver.2のシステム概要、インターネットを利用した検索方法について記す。また、登録されている軽水炉14基(PWR7基,BWR7基)の組成データ,炉心概要について記す。

報告書

燃焼履歴が使用済燃料の反応度に及ぼす影響

林 高史*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 野村 靖

JAERI-Tech 2001-041, 158 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-041.pdf:5.15MB

使用済燃料中の核種組成は、燃焼期間中のさまざまなパラメーターの変化に影響を受けることが知られている。本研究ではこれらのパラメーターのうち、これまで詳細に検討されていないホウ素濃度,ホウ素濃度変化,冷却材温度,冷却剤温度分布,比出力,運転パターン,定期検査の時間に着目し、これらのパラメーターを現実的に考えられる変動幅で変化させた場合の、使用済燃料の組成の違いを統合化燃焼計算コードSWATで計算した。次にこの組成の違いが中性子増倍率におよぼす影響を調べるために、使用済燃料の無限配列を想定して汎用核計算コードSRAC95または連続エネルギー中性粒子輸送計算コードMVPを用いて臨界計算を行い、中性子増倍率を求めた。本報告ではこの計算結果を、中性子増倍率を高く評価するパラメーターは何か、という視点で整理した。これは燃焼度クレジットを導入する際の燃焼計算の計算条件の選定に有用な情報を与えること考えられる。

報告書

Analyses of PWR spent fuel composition using SCALE and SWAT code systems to find correction factors for criticality safety applications adopting burnup credit

Hee, S. S.*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 野村 靖

JAERI-Research 2000-066, 131 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-066.pdf:6.36MB

同位体組成の計算をオブリハイムPWR型原子炉の26個の使用済燃料サンプル及び7つのPWR型原子炉の55個の使用済燃料サンプルを対象とし、SCALE4.4コードシステムのSAS2Hモジュールで27,44及び238群の断面積ライブラリ、及びSWATコードシステムで107群断面積ライブラリを用いて実施した。オブリハイム原子炉からのサンプルの解析では、幾何形状モデルはSCALE4.4/SAS2HとSWATそれぞれに対して作成した。7つのPWR型原子炉からのサンプルの解析では、SCALE4.4/SAS2Hに既に適用された幾何形状モデルをSWATのモデルに直接変換した。これら4種類の計算結果を測定データと比較した。便宜上、測定値対計算値の比をパラメタとした。この比が1より小さいとき、計算値は測定値よりも1大きく、1に近いと測定との一致がよい。燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価のための多くの重要な核種について、この研究で適用した4つの計算手法は一般的に測定値とよい一致を示した。しかし、さらに細かく見ると、以下の点に気づく: (1)オブリハイムPWR型原子炉の選ばれた16サンプル(26サンプルのうち16サンプルはNd-148法で測定されたが、10サンプルはNd-148法より信頼性の低いCs-137非破壊法で測定された)では、Pu-239及び-241で1より小さな比となった。(2)Am-241とCm-242については、16サンプル及び55サンプルともに、1より大きな比となった。(3)Sm-149は55サンプルで1より大きな比となった。(4)SWATは概してSAS2Hよりも大きな比の値を示した。燃焼度クレジットを取り入れた、最近のPWR燃料などを含めた中性子増倍率の保守的な評価のために、核種組成の計算値に掛ける補正因子を、71サンプル(選択した16サンプルと55サンプルとを併せたもの)の測定値対計算値の比に基づき生成した。

報告書

統合化燃焼計算コードシステムSWAT改訂版

須山 賢也; 清住 武秀*; 望月 弘樹*

JAERI-Data/Code 2000-027, 88 Pages, 2000/07

JAERI-Data-Code-2000-027.pdf:4.08MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された統合燃焼計算コードシステムである。本レポートは、改訂されたSWATの概要とそのマニュアルである。本改訂は、機能拡充、対応マシンの増大、そしてこれまでに報告された不具合の修正より成っている。

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