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論文

Comparative study of plutonium and minor actinide transmutation scenario

西原 健司; 岩村 公道*; 秋江 拓志; 中野 佳洋; Van Rooijen, W.*; 島津 洋一郎*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.388 - 395, 2015/09

プルトニウムを資源として利用しない場合の、我が国におけるプルトニウムとマイナーアクチノイドの核変換技術の比較研究に取り組んだ。核変換技術は、核変換炉からの使用済燃料を再処理しないワンススルー核変換方式と、再処理を行う多数回核変換方式の2種類に大別することができる。本研究では、2種類の核変換方式に対して、核変換炉の必要基数、アクチノイド核種の物量減少、処分場への効果を諸量評価によって明らかにした。全体として、先進的な技術は核変換性能において優れていたが、その一方で必要な核変換基数は大きかった。

報告書

Proceedings of the 2013 Symposium on Nuclear Data; November 14-15, 2013, Research Institute of Nuclear Engineering University of Fukui, Tsuruga, Fukui, Japan

山野 直樹*; 岩本 修; 中村 詔司; 国枝 賢; Van Rooijen, W.*; 小浦 寛之

JAEA-Conf 2014-002, 209 Pages, 2015/02

JAEA-Conf-2014-002.pdf:64.24MB

2013年核データ研究会は、2013年11月14日から15日にかけて、福井県敦賀市の福井大学附属国際原子力工学研究所にて開催された。本研究会は日本原子力学会核データ部会と福井大学附属国際原子力工学研究所の主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターおよび日本原子力学会中部支部の共催の下、4つのトピックス:「中性子断面積測定と解析」、「核データの応用」、「核データ測定と理論における最近のトピックス」、「高エネルギー核反応研究の進展」に関する講演・議論が行われるとともに、実験、評価、ベンチマークテスト、応用に至る幅広い分野のポスター発表が行われた。さらに、崩壊データ評価と核分裂の物理に係る2件のチュートリアルも実施された。参加総数は64名で、盛況のうちに全日程を終えた。本報告書は、同研究会における口頭発表14件とポスター発表21件を含む35件の全論文を纏めたものである。

論文

Application of the modified neutron source multiplication method to the prototype FBR Monju

Truchet, G.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 島津 洋一郎*; 山口 勝久

Annals of Nuclear Energy, 51, p.94 - 106, 2013/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.07(Nuclear Science & Technology)

修正中性子増倍法(MNSM)を高速原型炉「もんじゅ」に適用した。「もんじゅ」の特異性のうちMNSM因子に大きな影響を及ぼす要素は、炉心近傍にカリフォルニウム中性子源があることと、中性子検出器が炉容器外の離れた位置にあること。検出器の計数率の評価では、炉容器から外部の検出器までの伝播計算を実施した。二つの未臨界状態に対して反応度を評価し、2010年の再起動試験データと比較した。MNSM法による反応度計算結果は、他の方法から得られた反応度とよい一致を見た。

論文

Diffusion coefficients for LMFBR cells calculated with MOC and Monte Carlo methods

Van Rooijen, W. F. G.*; 千葉 豪

Annals of Nuclear Energy, 38(1), p.133 - 144, 2011/01

 被引用回数:14 パーセンタイル:72.92(Nuclear Science & Technology)

高速炉の六角燃料セルについて、ナトリウムがある場合とボイド化した場合の拡散係数の新しい計算モデルを提案する。従来の方法とは異なり、新しいモデルでは平面ボイド領域が存在する体系であっても拡散係数を計算することができる。新しいモデルにより導出される中性子輸送方程式は特性曲線法により解く。このモデルの妥当性を確認するため、モンテカルロ法に基づいて計算した拡散係数との比較を行い、従来の方法では計算できない場合も含むすべての条件で両者がよく一致することを確認した。

論文

Monte Carlo based diffusion coefficients for LMFBR analysis

Van Rooijen, W. F. G.*; 羽様 平; 竹田 敏一*

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2010/10

炉心解析で使用する拡散係数は、現状ではBenoistの手法に基づき、異方性を考慮した衝突確率を用いて求めている。しかしながら、Benoistの手法では、スラブ形状の2次元のボイド領域を含む体系の拡散係数を適切に評価できない。また、ゼロバックリングを仮定しているため、その妥当性も課題である。現在、ボイド領域を含む体系でも適切な拡散係数が得られるように決定論手法による格子計算の改良を図っており、その比較参照に供するためモンテカルロ手法による拡散係数の算出を試みた。

口頭

Heat removal from high power density systems

Van Rooijen, W.

no journal, , 

The scope of this lecture for the 2009 FJOH Summer School is heat removal from highpower density fast reactor cores. In these lecture notes, we will start with an introduction of the basic thermal conditions typical for a high power density fast reactor core and several preliminary constraints and boundary conditions for the thermal design will be established. In chapter 2 the basic thermal analysis of cylindrical fuel elements will be given. In this chapter, the relation between core power density, fuel power density, linear heat rate and the temperature profiles in the fuel and cladding will be established. In chapter 3 some basic observations about heat transfer from a solid wall to a flowing fluid are introduced, followed by a discussion of heat transfer correlation specific for rod bundles cooled by liquid metal coolants in chapter 4. The final chapter will provide some concluding remarks as well as an outlook to more advanced subjects of the thermal analysis of high power density systems.

口頭

Calculation of diffusion coefficients for voided lattices with the method of characteristics, 2; Numerical results

千葉 豪; Van Rooijen, W. F. G.*

no journal, , 

ボイド領域を含む六角配列の単位格子について異方性拡散係数を計算した。このような計算は、格子計算に通常用いる衝突確率法では困難であるが、特性曲線法を利用することで実現可能となった。本手法により、漏洩理論に基づく忠実な拡散係数を計算することが可能となった。

口頭

On the cell homogenization for a lattice composed of asymmetric unit cells

千葉 豪; Van Rooijen, W. F. G.*

no journal, , 

非対称単位格子で構成される格子の特性について検討した。方向依存の均質全断面積を導入することにより、単位格子が非対称の場合であっても、通常の単位格子での均質化に基づく従来の決定論的手法により参照解をよく再現する解を得られることを示した。

口頭

The Modified neutron multiplication method for Monju

山口 勝久; Truchet, G.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

The Modified Neutron Multiplication Method (MNMM) which has been applied to LWR was used to determine the reactivity of FRB Monju. Based on publicly available data, a model was made of the Monju reactor during the restart in May 2010. A model of the core and surrounding vollumes was made with the ERANOS software, in which the reactivity states were modeled and the MNMM correction factors were calculated. The reactivity calculated with the MNMM is slightly different from the measured values, but still within the error margins of the measurement.

口頭

Application of the JENDL-4.0 nuclear data set for the uncertainty analysis of the prototype FBR Monju

此村 守; Tamagno, P.*; 竹田 敏一*; Van Rooijen, W. F. G.*

no journal, , 

The presentation deals with uncertainty analysis on Monju fast reactor using the JENDL-4.0 nuclear data set and the ERANOS code. For this study, cross-sections library had to be produced for the ERANOS cell code ECCO and verified with the benchmarks MZA and MZB. Monju 2010 restart reactivity measurement was modeled using several libraries. Uncertainty analysis is performed and comparison is done with the former JENDL-3.3 evaluation.

口頭

Application of the JENDL-4.0 nuclear data set for uncertainty analysis of the prototype FBR Monju

此村 守; Tamagno, P.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 竹田 敏一*

no journal, , 

This paper deals with uncertainty analysis of the Monju reactor using JENDL-4.0 and the ERANOS code. A JENDL-4.0 cross-sections library was made from the original ENDF files for the ECCO cell code (part of ERANOS). Calculations for the Monju reactor were performed using hexagonal 3D geometry and PN transport theory. The corresponding geometrical models have been made and the results verified with Monju restart experimental data. Uncertainty analysis was performed using the RZ model.JENDL-4.0 uncertainty analysis showed a significant reduction of the uncertainty related to the fission cross-section of $$^{239}$$Pu along with an increase of the uncertainty related to the capture cross-section of $$^{238}$$U compared with the previous JENDL-3.3 version. Covariance data recently added in JENDL-4.0 for $$^{241}$$Am appears to have a non negligible contribution.

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