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奥村 啓介; 大木 繁夫*; 山本 宗也*; 松本 英樹*; 安藤 良平*; 辻本 和文; 笹原 昭博*; 片倉 純一; 松村 哲夫*; 青山 卓史*; et al.
JAERI-Research 2004-025, 154 Pages, 2005/01
JAERI-Research-2004-025.pdf:19.46MB
本報告書は、シグマ研究委員会・核燃料サイクル専門部会・核種生成量評価ワーキンググループ(WG)における平成13
15年度の活動成果についてまとめたものである。同WGでは、軽水炉及び高速炉で照射されたUO
又はMOX燃料、及び高速炉で照射されたアクチノイド試料に対する照射後試験の解析を、JENDL-3.2, JENDL-3.3及びその他の海外の核データライブラリとORIGENコードやより詳細な解析コードを使用して行った。これらの結果から、核種生成量評価の予測精度の現状と問題点が論じられる。さらに、最新のJENDL-3.3に基づくORIGENコード用のPWR, BWR, FBR用の断面積ライブラリの作成,ORIGEN計算への中性子スペクトルインデックスの導入検討、及びORIGENユーザーへの核種生成量評価に対する期待精度のアンケート調査といった活動の成果についても報告する。
須山 賢也; 片倉 純一; 清住 武秀*; 金子 俊幸*; 野村 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.82 - 89, 2002/01
被引用回数：8 パーセンタイル：47.73(Nuclear Science & Technology)JENDL-3.2,ENDF/B-VI及びJEF-2.2の評価済核データライブラリの最新版をそれぞれ用いた場合の、燃焼計算結果の相互比較を行った。その結果、ウラン及びプルトニウムの多くの同位体核種の生成量の計算値には、これら核データライブラリーの違いによる影響は少なかった。しかしながら、
Pu,
Cm,
Sm,
Csのような核燃料サイクル評価上重要な数核種同位体については明らかな差異が認められた。この原因について検討し、核種生成崩壊チェーンの分析を行った。
村松 一弘; 今村 俊幸; 北端 秀行; 金子 勇; 武宮 博*; 長谷川 幸弘*; 山岸 信寛*; 平山 俊雄
計算工学講演会論文集, 6(1), p.241 - 244, 2001/05
インターネットなどのネットワークで接続された複数の計算機資源を高性能な仮想並列計算機とみなし、この広域分散計算機環境上で大規模な科学技術計算を実行しようという試みが考えられる。いわゆるメタコンピューティング実験である。筆者らはこの考えにもとづき、広域分散計算環境上に緊急時放射能放出源推定システムを実装して、その計算結果で実時間で可視化し、ユーザのPC上で表示するシステムを開発した。これにより、ユーザは放射能漏れ事故における放射能放出源計算の評価及び推定が短時間で可能になり、本システムの開発はリスク・マネージメントに対する貢献が大きいと考えられる。本論文では、このシステムの構成及びアメリカで開催されたSC2000における実験について報告する。
今村 俊幸; 村松 一弘; 北端 秀行*; 金子 勇*; 山岸 信寛*; 長谷川 幸弘*; 武宮 博*; 平山 俊雄
情報処理学会研究報告2001-ARC-142, p.49 - 54, 2001/03
世界各国の計算機資源のみならずさまざまなネットワーク上の装置を有機的に結合し、一つの仮想計算機システムを構築する試みとしてメタコンピューティングが提案されている。原研では、これまで開発したSTA基本システムを利用してローカルエリアネットワーク内での実験を行ってきたが、さる11月に開催されたSC2000において、世界4ヶ国のスパコンを結合して世界規模での実験の試みに成功した。本実験では放射線情報推定システムを用いて世界4機関の並列計算機を利用し最大計510CPUの計算を行うことができた。また、計算と同時に放射線源の拡散過程の実時間可視化を行うことも成功した。本報告では、実験に使用した要素技術並びに実験の結果について報告する。
小林 岩夫*; 金子 俊幸*; 山本 俊弘; 三好 慶典
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.252 - 261, 1999/00
プルトニウム溶液貯槽では臨界安全の要求から通常、全濃度安全形状を用いるために空間占有率が高くなり、プルトニウム溶液貯槽の経済効果を大きく圧迫している。それを解決するために中性子吸収体を内蔵したプルトニウム溶液貯槽容器を提案する。この貯槽容器では、中性子吸収体が上部から底板まで貫通しており、供用期間中においても吸収体の健全性検査が可能なことが特長である。中性子吸収体としては種々の吸収体の特性を考慮した結果、天然のボロンカーバイドを用いることとした。また、吸収体の形状、吸収体間の間隔等をパラメトリックに検討した結果、十字形の吸収体形状を提案する。この貯槽容器を用いることにより、貯槽の体積を
Puが100wt%の場合では1/10に、Pu/
Pu/
Pu=71/17/12wt%のときには1/4に縮小できる。
須崎 武則; 須山 賢也; 金子 俊幸*
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 4, p.1386 - 1393, 1999/00
軽水炉使用済燃料の臨界性評価手法の検証に必要な実験データを取得するため、集合体平均初期濃縮度3%、燃焼度33.4GWd/t、冷却時間6年の8
8型BWR使用済燃料集合体を用いて指数実験を行い、集合体軸方向の指数減衰定数を軸方向約10か所で測定した。解析計算では、まず、初期組成と燃焼履歴を用いた燃焼計算の結果に対して破壊測定結果を参照した補正をほどこすことにより、集合体軸方向の組成分布を求めた。次いでこの組成分布を用いて、固定中性子源を有する体系に関する3次元拡散計算を行い、測定値に対応した軸方向指数減衰定数を求めた。測定値と計算値は全ケースについて3%以下の差で一致し、核データライブラリJENDL3.2を用いた上記計算手法の妥当性と燃焼度クレジットへの適用可能性が示された。
17 PWR fuel assembly須山 賢也; 中原 嘉則; 金子 俊幸*; 奥野 浩
Proc. of PATRAM'98, 1, p.239 - 244, 1998/00
照射後試験(PIE)は、燃焼計算コードの精度を評価するために広く解析されてきたが、最近、日本で照射された1717PWR燃料集合体に対する照射後試験が行われた。本報告では、このPWRのSWATによる解析を示す。5サンプルの同位体濃度の平均化したC/E(実験値に対する計算値の比)は、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対して、0.99,0.99,1.02,0.96であった。また、Cs-137,Ce-144,Nd-148,Eu-154に対しては、1.00,1.03,1.02,0.91であった。比較のために、PWR-USライブラリを使用してORIGEN2.1による計算を行った。この場合の平均化されたC/Eは、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対しては0.90,0.77,0.76,0.92であり、Cs-137,Ce-144,Nd-148そしてEu-154に対しては、0.97,1.03,1.01,1.22であった。これらの結果は、1717PWR燃料集合体の同位体組成計算について、SWATの計算精度はORIGEN2.1よりも高いことを示している。
黒澤 正義; 内藤 俶孝; 坂本 浩紀; 金子 俊幸*
JAERI-Data/Code 96-036, 156 Pages, 1997/02
JAERI-Data-Code-96-036.pdf:3.22MB
日本におけるシグマ委員会の核種生成量評価WG活動の一環として、軽水炉使用済燃料の核種組成分析データの収集を行ってきた。これらのデータは燃焼計算コードの精度評価に必要なものである。これらのデータを世界のユーザーに提供するため、核種組成データベースシステムSFCOMPOがパーソナルコンピュータIBM PC-AT(又はその互換機)上で作成された。SFCOMPOには、10基の軽水炉(6基のPWR及び4基のBWR)から収集された核種組成分析データ及び数組の使用済燃料棒の軸方向燃焼度分布データが収納されている。
内藤 俶孝; 須山 賢也; 増川 史洋; 松本 潔; 黒澤 正義; 金子 俊幸*
JAERI-Data/Code 96-037, 70 Pages, 1996/12
JAERI-Data-Code-96-037.pdf:1.68MB
近年のBWR燃料集合体のような非均質性が強い体系において燃焼計算を精度よく行うには、非均質な効果を考慮して中性子スペクトルを正確に評価することが重要である。MKENO-BURNは、3次元モンテカルロ計算コードMULTI-KENOと、一次元燃焼計算コードUNITBURNの燃焼計算ルーチンを組み合せた燃焼計算コードである。すなわち、MKENO-BURNは、MULTI-KENOにより3次元体系における中性子スペクトルを計算して1群断面積を作成し、任意の領域の燃焼計算を行う。これによって、3次元体系での燃焼計算が可能である。本レポートは、MKENO-BURNの一般的記述と入力データの説明からなっている。
奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*
JAERI-Tech 95-025, 21 Pages, 1995/03
燃料溶液の入った容器に細い配管(枝管)が付いたときの反応度上昇割合を評価する簡易評価式を提案し、数値計算により妥当性を検討した。評価式は中性子収支を表す方程式に基づいたもので、既に複数ユニット燃料体系の臨界安全解析コードMUTUALに応用されているものに、さらに枝管側の中性子発生代表点が中心からずれることを取り入れた。2次元及び3次元燃料体系モデルを対象として、多群モンテカルロ法計算コードKENO-IVを用いた詳細計算と比較することにより、今回提案した簡易評価式の妥当性を確認した。円筒状の容器の側面に枝管が垂直に接続している体系において、中性子増倍率の非常に小さな増加(たとえば0.3%
k/k)に対応する無視できる配管の太さ及び本数と容器の直径との関係を示した。
黒澤 正義; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.11 - 2.15, 1995/00
使用済燃料の核種組成の燃焼度依存性を把握するため、多くの使用済燃料分析データが精密に調べられ、これらのデータが検索しやすいような核種組成データベース(SFCOMPO)が作られた。一方、これらのデータを用いて使用済燃料の燃焼特性が研究され、日本において臨界安全評価用U、Pu組成が推奨されるに到っている。この推奨値は、これを用いた臨界計算の実効増倍率が実際の値より高くなるよう決められた。このことを確認するため、推奨値及びORIGEN2計算による核種組成を用いて、PWR使用済燃料1体の臨界計算をMCNPで行った。
須崎 武則; 黒澤 正義; 広瀬 秀幸; 山本 俊弘; 中島 健; 金井塚 文雄; 小林 岩夫*; 金子 俊幸*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.1B.11 - 1B.18, 1995/00
バーンアップクレジットを用いた使用済燃料の臨界安全管理を可能とするには、臨界安全評価に用いる計算手法の精度を確認するためのベンチマーク実験データが必要である。しかしながら、適切なデータは世界的にも皆無に近い状況である。原研燃料試験施設プールにおいて、PWR使用済燃料集合体2体に対して指数実験を行い、未臨界度に関する実験データを取得した。燃料組成を、照射後試験データ、運転管理データ、ORIGEN2による燃焼計算の三者を組合わせることにより推定し、それを用いて臨界計算を行ったところ、実験値を良い精度で再現した。このことから、既存の計算手法は使用済燃料に対しても妥当な精度を有すると考えられるが、さらなる精度向上を図るためには、核分裂生成物核種の含有量を測定する等の新たな努力が必要である。
内藤 俶孝; 黒澤 正義; 金子 俊幸*
JAERI-M 94-034, 225 Pages, 1994/03
使用済燃料中の核種組成を計算するためのコードの精度把握に必要な核種組成の実測データを、シグマ委員会の中に設置されている核種生成量評価WGの活動の一環として収集した。収集したデータは、ベンチマーク計算に必要な情報を提供するために、サンプル燃料の照射履歴、サンプル燃料集合体の構成、サンプル収集位置及び核種組成データに分類して編集した。ここでは、欧米の軽水炉9基(PWR5基、BWR4基)および日本の軽水炉4基(PWR2基、BWR2基)の計13基から収集したデータを記す。その他、これら核種組成の典型的な燃焼特性についても参考のため記す。
小室 雄一; 川崎 弘光*; 金子 俊幸*
JAERI-M 93-246, 19 Pages, 1994/01
反射体付き体系の臨界計算をモンテカルロプログラムKENOIVで実行する場合、反射体を微分アルベドで近似すると計算時間を短縮できる。KENOIVには1次元SnプログラムANISNとHansen-Roach16群断面積の組合せで作成した微分アルベドが数種類の反射体について用意されているが、これを利用できるのは16群断面積をKENOIV計算に使用する場合に限られる。日本原子力研究所では臨界安全性評価コードシステムJACSの改良を進めている。このシステムには臨界計算用モンテカルロプログラムとしてKENOIV及びMULTI-KENO、多群定数ライブラリーとして26群及び137群MGCLが用意されている。今回、改良作業の1つとして26群MGCLとKENOIVあるいはMULTI-KENOの組み合わせの臨界計算に利用できる水の微分アルベドを26群MGCLとANISNにより作成した。
奥 忠武*; 佐藤 仁*; 市川 嘉信*; 金子 純子*; 後藤 充宏*; 西尾 俊幸*; 伊藤 定一郎*; 久米 民和
食品照射, 29(1-2), p.16 - 20, 1994/00
窒素酸化物は、酸性雨や河川・湖沼の酸性化等の環境汚染物質であり、その除去、変換が重要な課題となっている。金属タンパク質であるシトクロムCはガンマ線照射によって二酸化窒素(亜硝酸)還元活性が増大するので、照射編成シトクロムCを固定化して、二酸化窒素還元酵素の代用になりうるか検討した。10kGy照射して二酸化窒素還元能の増大した変性シトクロムCを、種々の濃度のポリアクリルアミドゲル格子に包括固定化した。この結果、7.5%ゲルでは、二酸化窒素の還元能は高かったが、ゲルの格子が大きかったためシトクロムのゲルからの漏出が大きかった。15%濃度のゲルでは還元活性はやや低かったが、漏出は少なく繰返し使用が可能であった。以上の結果、ガンマ線照射によって変性させたシトクロムを二酸化窒素還元酵素の代用として使用できる可能性が明らかとなった。
内藤 俶孝; 黒澤 正義; 金子 俊幸*
JAERI-M 93-061, 225 Pages, 1993/03
使用済燃料中の核種組成を計算するためのコードの精度把握に必要な核種組成の実測データを、シグマ委員会の中に設置されている核種生成量評価WGの活動の一環として収集した。収集したデータは、ベンチマーク計算に必要な情報を提供するために、サンプル燃料の照射履歴、サンプル燃料集合体の構成、サンプル収集位置及び核種組成データに分類して編集した。ここでは、欧米の軽水炉9基(PWR5基、BWR4基)および日本の軽水炉4基(PWR2基、BWR2基)の計13基から収集したデータを記す。その他、これらの核種組成の典型的な燃焼特性についても参考のため記す。
高野 誠; 佐々木 幹夫*; 金子 俊幸*; 山崎 孝男*
JAERI-M 93-050, 72 Pages, 1993/03
連続エネルギモンテカルロコードMCNP-4を、グラフィック機能も含め、必要な修正を行った後、Sun-4Sparc-2ワークステーション上にインストールした。インストールされたMCNP-4の妥当性を、付属の25題のサンプル問題を実行し、オリジナルの計算結果と比較することにより確認した。また、グラフィック機能については3種のサンプルを使い、殆んどの機能を実行させて問題のないことを確認した。さらに、JENDL-3版の連続エネルギデータライブラリに新たに14核種を追加した。
奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 栗林 克明*
JAERI-M 89-140, 32 Pages, 1989/10
MUTUALは配列体系の臨界安全解析コードである。その原版は1986年に公開された。以下の3点においてMUTUALを改訂した。(1)入力形式をボックス型から絶対座標型に変更した。(2)固有値方程式を最小固有値を求めるものから最大固有値を求めるものに変更した。(3)立体角を計算するサブルーチンで、鏡像ユニットからの寄与分が正しく取入れられるように改めた。この報告書は改訂後のMUTUALの使用手引書である。
金子 俊幸*; 内藤 俶孝
Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.150 - 155, 1987/00
配列系の臨界安全解析には、従来、立体角法とモンテカルロ法が使用されてきた。前者は簡便に使用できるが精度が悪く多くの安全裕度を見込まなければならない。後者は精度は高いが計算費も高い。そこで、立体角法をさらに発展させた簡便臨界安全解析コードMUTUALを開発した。今回作成した臨界ハンドブック原案では、MUTUALコードを配列系の臨界安全解析に使用することを推奨しているので、その内容および特徴について報告する。
内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 奥野 浩
JAERI-M 86-140, 39 Pages, 1986/09
配列体系の臨界安全性を評価するのに、簡単な方法として立体角法がしばしば用いられる。しかし、この方法には、2つの欠点がある。それは、体系の実効増倍率が求められない事、およびある状況の下では安全裕度が大き過ぎると言う事である。このため、配列体系の実行増倍率を簡便に得る新しい方法を開発した。この方法では中性子の輸送は体系中に置かれたユニット間の立体角によって表現され、更に、他のユニットによる「影」の効果および壁による中性子の反射効果が考慮された上で、固有値方程式を解く事によリ実効増倍率が得られる。計算コードMUTUALはこの方法に従ってプログラムラムされた。この報告書はMUTUALコードの使用手引書でもある。
