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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：65 パーセンタイル：99.16(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.
DeHart, M. D.*; Gauld, I. C.*; 須山 賢也
Transactions of the American Nuclear Society, 99(1), p.663 - 666, 2008/11
近年の計算機や計算手法の発達によって3次元燃焼計算が一般的に利用可能になりつつある。燃焼計算コードの評価では照射後試験で得られた同位体組成の解析を行うことが多いが、従来それは1次元あるいは2次元計算で対応できる場所から得られたデータの解析で行われてきた。燃料端部から得られた照射後試験データの解析には、端部周辺の情報が必要となる問題がある。本発表では3次元燃焼計算によりそれについて論じる。
DeHart, M. D.*; Gauld, I. C.*; 須山 賢也
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/09
使用済燃料の特性の計算において、近年は中性子輸送計算にモンテカルロ方法を使用する方法が採用されつつある。しかしながらこれまでのコードの評価は、ほとんどの場合、二次元燃焼計算を適用できる位置から選択された使用済燃料サンプルの同位体組成データの解析によって行われてきた。この論文は、KENO-VIモンテカルロ輸送計算とORIGEN-S燃焼計算を結合したSCALE5.1コードシステムT6-DEPLシーケンスを用いた、燃料端部から得られた同位体組成データ解析の結果を報告する。
