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奥野 浩; 佐藤 庄平; 川崎 弘光*
Journal of Nuclear Science and Technology, 46(12), p.1137 - 1144, 2009/12
被引用回数：3 パーセンタイル：24.52(Nuclear Science & Technology)
U, 
Pu, 
Am, 
Cm及び
Cfを含む26アクチニドの金属-SiO
及び金属-HO混合物の臨界濃度を計算した。ここで、臨界濃度は、無限中性子増倍率k
が1になる濃度と定義される。計算は、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP5と核データライブラリJENDL3.3の組合せで行われた。計算結果は、調べたすべての核分裂性核種において、金属-SiOの臨界アクチニド濃度が金属-HOの臨界アクチニド濃度の約1/5であることを示した。対応する臨界濃度の半分を未臨界アクチニド限度と想定し、この濃度での金属-SiO及び金属-HOのkが検討したすべてのアクチニドで0.8未満であることを見いだした。部分和の法則を6核分裂性核種のアクチニド濃度と未臨界アクチニド濃度の比に対して適用し、高レベル放射性廃棄物の報告された例について未臨界性を確認した。臨界アクチニド濃度の計算結果に対する異なる核データの影響が大きいことを
Cm, 
Cm及び
Cfに対して見いだした。
佐藤 庄平; 奥野 浩
JAEA-Data/Code 2009-014, 19 Pages, 2009/11
JAEA-Data-Code-2009-014.pdf:3.03MB
推定臨界下限増倍率は、評価対象と類似した燃料体系の臨界実験データに対して同じ臨界計算コードシステムを適用した計算結果から未臨界と判断してよいと考える中性子増倍率の上限値である。本報告書では合理的なウラン・プルトニウム混合酸化物燃料(MOX燃料)体系の推定臨界下限増倍率を算出する方法を確立することを目的に、統計処理対象の分類範囲について検討するとともに、その統計処理対象ごとに
Pu同位体組成割合依存性を考慮した計算誤差評価を実施した。この評価には、臨界計算コードMVPと評価済核データライブラリーJENDL3.3を利用し、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに登録されたMOX燃料の臨界実験を適用した。燃料の種類の分類範囲に「二重非均質体系」を新たに導入することで、ベンチマーク計算結果のPu同位体組成への依存性が強くなることを見いだした。この分類と誤差評価の結果、推定臨界下限増倍率のすべての算出値がベンチマーク計算結果を下回ること、また従来の方法に基づく推定臨界下限増倍率よりも推定臨界下限増倍率を高くとれることを確認した。
佐藤 庄平; 奥野 浩
JAEA-Data/Code 2009-006, 43 Pages, 2009/07
JAEA-Data-Code-2009-006.pdf:6.53MB
本報告書では、フランス放射線防護原子力安全研究所(IRSN)との共同研究の一環で算出した、均質燃料体系の動特性パラメータについて報告する。対象燃料は、ステアリン酸亜鉛を混合させたMOX粉末及び硝酸プルトニウム水溶液とした。計算コードにはTWODANTを、核データライブラリにはSRACにより17群に縮約したJENDL-3.3を使用した。計算の結果、(1)MOX粉末の動特性パラメータは、円筒体系,無限体系によらず、プルトニウム富化度と減速度に依存するが、中性子寿命をのぞいてはMOX密度,燃料高さに依存しないこと,(2)硝酸プルトニウム水溶液の動特性パラメータは、初期温度と溶液のプルトニウム濃度に依存し、反応度温度係数についてはプルトニウム濃度がおよそ19g/l以下で正の値を持つことが明らかになった。
佐藤 庄平; 奥野 浩; 内山 軍蔵
Journal of Nuclear Science and Technology, 46(3), p.268 - 277, 2009/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)臨界安全の観点から、地震のような振動により誘起された溶液燃料の反応度を把握することは重要である。本紙は振動により形成された自由表面を持つ溶液燃料体系の反応度を、中性子増倍率の変動を評価することで明らかにすることを目的とする。この目的を達成するために、流体計算結果を反映した臨界計算を実施した。流体計算では、振動により発生する自由表面を算出するために有限体積法とVOF法を適用した。臨界計算では、連続エネルギモンテカルロ法を適用した。計算の結果、振動数と溶液高さと溶液幅の比(H/L)に依存する、3つの中性子増倍率の振動タイプが得られた。スロッシングが発生すると、中性子増倍率は大きく変動し、H/Lにより中性子増倍率の変動タイプが分類されるしきい値を持つ。そのしきい値は反射体の種類によらなかった。もしH/Lがしきい値(H/L=0.35)以上であれば、静止状態における中性子増倍率より小さな値で変動する。それとは逆に、H/Lがしきい値(H/L=0.35)以下であれば、静止状態における中性子増倍率より大きな値で変動する。本紙で示したしきい値は、従来の値より小さな値であることが明らかになった。
and additive in the most conservative concentration distribution奥野 浩; 佐藤 庄平; 酒井 友宏*; 内山 軍蔵
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(11), p.1108 - 1115, 2008/11
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)MOX燃料加工施設の臨界安全評価のために、MOX, UO及び添加剤であるステアリン酸亜鉛の3つの化学物質の粉末の不均一性を考慮するべきである。この論文で考慮した均一化混合装置モデルは、PuO富化度33wt%MOX,劣化UO及びステアリン酸亜鉛が逆円錐形状をしており、厚さ30cmのポリエチレンにより囲まれているものとした。計算件数の制限から、混合物の核分裂プルトニウム質量は98kgに、MOXとUOの濃度の和を4g/cm
に固定した。これらの条件の下での臨界安全上で最も保守的な燃料分布は、二次元最適燃料分布計算コードOPT-TWOを用いて、MOXとステアリン酸亜鉛それぞれの要素のインポータンスを、質量を保存させつつ平坦化させるように計算した。OPT-TWO計算の後MCNPコードにより臨界計算を実施して当該分布における中性子増倍率を得た。この研究によって得られた最も保守的な燃料分布は、ステアリン酸亜鉛が中心部のMOX粉末領域に殻状に入り込み、周辺部をUOの領域により囲まれている、と典型的に表される。この分布の場合、粉末の混合割合によって均一状態に比べて中性子増倍率が最大で25%増大する場合があること、この増大にはPu富化度及び添加剤の不均一性がそれぞれ独立に寄与していることが明らかになった。
佐藤 庄平; 酒井 友宏*; 奥野 浩
JAEA-Data/Code 2007-017, 40 Pages, 2007/08
JAEA-Data-Code-2007-017.pdf:4.8MB
OPT-TWOは、MOX(ウラン・プルトニウム混合酸化物)燃料の2次元体系において、臨界安全上で最も厳しい評価を与える濃度分布(最適濃度分布)を計算するコードである。OPT-TWOにおける最適濃度分布の算出は、燃料インポータンス量が一定になる時に燃料体系の反応度が最も大きくなることを示す原理である、燃料インポータンス平坦化原理を利用する。この原理に基づき、OPT-TWOでは、(1)2次元SN法中性子輸送計算コードTWOTRANを用いた中性子束,随伴中性子束及び中性子増倍率の算出,(2)燃料インポータンスの算出,(3)燃料移行量の算出、の繰り返し計算を実施して燃料インポータンス分布を徐々に平坦化していき、最終的に燃料体系の最適濃度分布を算出する。濃度分布を考慮するMOX燃料の要素は、MOX粉末,二酸化ウラン粉末及び添加剤である。本報告書では、OPT-TWOの計算内容,計算方法及びインストール方法を示すとともに、OPT-TWOの臨界計算への適用方法について示す。
奥野 浩; 佐藤 庄平; 川崎 弘光*
no journal, ,
アクチニド核種(
Pu, Am, 
Cm, 
Cm, Cm, 
Cf, 
Cf等)金属とSiOあるいはHO混合物質の無限体系を対象として、MCNP5コードとJENDL-3.3ライブラリーを用いて臨界計算を実施し、中性子増倍率が1, 0.9, 0.8に対応する濃度を計算した。さらに、核分裂性核種濃度の混合和則を適用してTRU廃棄物の未臨界性を評価した。
佐藤 庄平; 奥野 浩
no journal, ,
溶液燃料体系の表面形状の変化に対する中性子増倍率の変化を評価した。汎用流体解析コードFLUENTを使用した非定常流体解析を実施し、容器をスロッシング揺動により発生する自由表面形状をVOF法を使用して算出する。この解析で得られた自由表面形状に基づき、連続エネルギモンテカルロ法中性子輸送計算コードMCNPによる解析を実施し、中性子増倍率を算出する。
及び添加剤濃度分布の不均一性を考慮した臨界計算,1; 背景,定式化及び計算モデル奥野 浩; 佐藤 庄平; 内山 軍蔵; 酒井 友宏*
no journal, ,
MOX加工施設の粉末調整工程均一化混合装置に対して臨界安全性を評価するためには、混合される3つの成分(MOX粉末,UO粉末,添加剤粉末)のとりうる分布を考慮する必要がある。反応度を、通常の反応度の表式と3成分それぞれの質量が一定値になるための条件を示す式の和で表した。3成分の各濃度の微少変化を、それぞれの要素のインポータンスを平坦化させるようにして反応度変化が正又は0になるように表した。計算対象とした均一化混合装置モデルは逆円錐状で、容器の厚さを無視し、厚さ30cmのポリエチレン反射体を付けた。燃料は、Pu富化度33%のMOX粉末に、濃縮度0.3wt%の劣化ウラン及び添加剤としてのステアリン酸亜鉛を投入して調整される。核分裂性Pu核種質量は98kg、MOXと劣化ウランの合計密度は4g/cmと設定した。Pu富化度及び添加剤濃度の2つをパラメータとし、ステアリン酸亜鉛はMOXとUOの混合粉末の隙間へボイドなしとなる最大密度0.7g/cmまで入り込むと仮定し、ステアリン酸亜鉛を上限密度以上に投入するとMOXと劣化ウランの合計密度が減少していくものとした。
及び添加剤濃度分布の不均一効果を考慮した臨界計算,2; 計算コード,計算結果及び検討佐藤 庄平; 奥野 浩; 内山 軍蔵; 酒井 友宏*
no journal, ,
MOX, UO及び添加剤(ステアリン酸亜鉛)の粉末の不均一性を考慮した臨界安全評価を実施するために、2次元最適燃料分布計算プログラムOPT-TWOを使用して最も厳しい不均一分布を算出し、その分布における中性子増倍率をMCNPにより計算を行った。計算の結果、MOX粉末が中心付近に分布し、ステアリン酸亜鉛がドーナツ状に分布する状態が最適な不均一分布であることが明らかになった。この分布の場合、粉末の混合割合によって均一状態に比べて中性子増倍率が最大で約20%増大する場合があることがわかった。その内訳を見ると、この増大には、Pu富化度及び添加剤の不均一性がそれぞれ独立に寄与していることが明らかになった。
奥野 浩; 佐藤 庄平
no journal, ,
核燃料サイクル施設の臨界安全評価では、評価に用いる臨界計算手法が評価対象と類似の臨界実験に対して実証されること、さらに、計算手法を適用する際に保守側に推定することが要求される。臨界計算手法の誤差を考慮して、統計的な手法により未臨界と判断される中性子増倍率の上限値は推定臨界下限増倍率と呼ばれる。計算誤差推定時においてパラメータ依存性を検討した。低濃縮ウラン燃料ベンチマーク計算体系に対する検討結果は、濃縮度の2次に比例する項の係数の不確定性を反映して、中間のウラン濃縮での推定の不確定性が大きくなった。また、MOX燃料体系ベンチマーク計算結果に対しては、幾つかのパラメータ依存性を調べPu/Puが大きくなると中性子増倍率が低くなる傾向が見られた。
佐藤 庄平; 奥野 浩
no journal, ,
変形に伴い溶液燃料に反応度が生じることから、この場合の反応度の性質を把握しておくことは、臨界安全上重要となる。これまで、溶液高さと容器幅の比が0.5以上である溶液燃料が変形すると負の反応度が発生することが明らかにされている。前報では、流体計算と臨界計算を組合せた計算を実施し、振動を受ける溶液燃料の中性子増倍率の時間変動を算出した。その結果、振動の条件により溶液燃料の中性子増倍率の変動の傾向が異なることを明らかにした。本報告では、同様の手法を利用して中性子増倍率の変動の溶液高さ依存性を調査した。正弦波を受ける平板型タンク内に入れられた溶液燃料について流体解析を、さらにその計算結果に対しては臨界解析を実施し、振動により変形させられた溶液燃料体系の中性子増倍率を算出した。計算の結果、タンクの振動に伴う溶液燃料の変形による中性子増倍率の変動は、溶液高さとタンク幅の比で表されるしきい値0.4をもち、その値は従来の値よりも小さいことが明らかになった。
佐藤 庄平; 奥野 浩
no journal, ,
温度反応度係数を把握することは臨界安全評価上重要である。本研究では、温度を変化させた体系の反応度を2次式でフィッティングさせることでMOX燃料の温度反応度係数を算出した。計算の結果、温度反応度係数は、H/(Pu+U)によらず常に負の値をとること、H/(Pu+U)の増加に対して温度反応度係数が減少する傾向にあること、及びMOX密度依存性がないことが明らかになった。
奥野 浩; 佐藤 庄平; 川崎 弘光*
no journal, ,
マイナーアクチニド23核種の金属の臨界質量及び7核種の金属-水混合物の臨界質量をモンテカルロ法中性子輸送計算コードMCNP4C2及び核データライブラリJENDL-3.3の組合せにより計算した。反射条件は、裸,水30cm,SUS304 30cmの3種類とした。臨界質量に関する文献値及びJENDL-3.2に基づく計算値との比較を行った。さらに、反射体の違いによる臨界質量への影響及び臨界質量と無限増倍率との関係について論じた。
松村 忠幸; 角 洋貴; 所 武司; 山内 祥; 佐藤 庄平; 狩野 茂; 守川 洋
no journal, ,
高レベル放射性廃液のガラス固化処理運転において白金族元素がガラス溶融炉の炉底に堆積、残留する課題に対し、白金族元素堆積量の指標に到達した溶融炉内部の残留ガラスの機械的除去を行い、炉内状態の回復を図った。今回の除去作業においては、除去作業前の入念な準備や交換が想定される部品類について予備品を確保し、機器の作動状況等から計画的に交換を行ったことにより、工程遅延につながる不具合や機器故障等の発生も無く、計画よりも短い作業期間で完遂することができた。
