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須山 賢也; 村崎 穣; 奥田 泰久*
Annals of Nuclear Energy, 34(5), p.417 - 423, 2007/05
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)使用済燃料の長期間の貯蔵は、日本における核燃料サイクルの一つのオプションとなった。このような施設では臨界安全性が担保されねばならないが、一般的に、中性子増倍率を低下させるために集合体間の間隔を広くとることが考えられていた。しかしながら、核分裂性物質を多く含む領域間の中性子相互作用を低下させるという観点からは、そのために燃料集合体を軸方向に交互にずらすことも可能である。本研究では使用済燃料の交互軸方向ずらしによる中性子増倍率低減の可能性を示す。使用済燃料軸方向交互ずらし(A3S)法、すなわち、燃料集合体を水平方向ではなく軸方向に交互にずらす方法の効果を示すために臨界計算を行った。PWR及びBWR燃料それぞれに対して、A3S法を適用することで通常の燃料配置よりも小さな中性子増倍率を得ることができた。使用済燃料の臨界安全評価で重要な端部効果についても、A3S法でそれを低減させることが確認された。本研究の結果は、使用済燃料貯蔵施設の効果的な運用を目的とした中性子増倍率と端部効果を低減するために、使用済燃料配置の変更によって臨界安全性設計を最適化させることが可能であることを示している。
奥野 浩; 須山 賢也; 奥田 泰久*; 吉山 弘*; 三好 慶典
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.140 - 143, 2007/05
原子力委員会新計画策定会議技術検討小委員会において直接処分に使用するキャニスタ(処分容器)の構造材又は燃料収納部が流出するシナリオでの予備的臨界評価が実施され、キャニスタ等の形状が変化しない場合の臨界安全評価は課題とされた。このため、(1)PWR用UO
燃料(初期濃縮度4.1wt%)使用済燃料4体収納キャニスタ及び(2)PWR用MOX燃料(初期富化度10wt%)使用済燃料4体収納キャニスタを燃料集合体の崩落がないとして1000年間地中に貯蔵する場合の予備的な臨界安全評価を行った。「燃焼度クレジット導入ガイド原案」に基本的に基づいて選択したアクチニド10核種の組成をSWATコードシステムで算出し、その組成に基づきMVPコードで臨界計算したところ、中性子増倍率が0.9を下回る結果を得た。今後考慮すべき事項を最後にまとめた。
奥野 浩; 内藤 俶孝; 奥田 泰久*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.986 - 995, 1994/09
被引用回数：2 パーセンタイル：28.09(Nuclear Science & Technology)核燃料施設で取扱われる粉末状燃料に対して、臨界安全評価上では最も厳しい状態として冠水状態がしばしば想定される。このような体系は非均質ではあるが、燃料粒径が非常に小さければ均質と見なしても反応度は殆ど変わらないであろう。水中に置かれた低濃縮の二酸化ウラン球状燃料粒塊の無限立方配列を対象に、濃縮度、水対燃料体積比及び燃料粒径を変えて中性子増倍率を計算した。計算には超多群衝突確率法計算コードを用いた。中性子増倍率の均質系からの変化割合は、共鳴を逃れる確率、次いで熱中性子利用率の変化割合に支配され、これらの量は低濃縮度ウラン(10wt%以下)、燃料粒径1mm以下では、平均ウラン濃度(または水対燃料体積比)に主に依存し、濃縮度に殆ど依存しないことが分かった。得られた関係式を用いることにより、均質と見なしてよい燃料粒径の大きさは無視しうる中性子増倍率の相対誤差との関係で決められる。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 小田 久子*; 永井 正克*; 奥田 泰久*; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*
JAERI-M 93-190, 94 Pages, 1993/10
臨界安全性評価コードシステムJACSの中に含まれるMGCL-B-IVは1981年に公開され、国内で広く利用されている。これにかわる新しいライブラリーMGCL-J3を我が国の評価済み核データライブラリーJENDL-3をベースに作成した。エネルギー群数は137と26群の2種類である。ルジャンドル展開係数はP
成分まで用意した。核種数も豊富である。137群20
Cのライブラリーにはhテーブル(減速材質量効果因子表)を新設した。MGCL-J3はこのように多くの情報量をもつが、記憶スペースは約12メガバイト(核種数170の場合)と、従来のMGCL-B-IVの1/12程度に抑えることができた。MGCL-J3は処理プログラムMAIL3.0に読込まれ、ANISNやKENOIV等の輸送計算プログラムのための断面積セットが生成される。本書ではMGCL-J3の特徴、作成方法等を概説する他、MGCL-J3の検証を目的に実施した臨界計算の結果についても述べる。
内藤 俶孝; 奥野 浩; 奥田 泰久*
JAERI-M 93-180, 66 Pages, 1993/09
臨界安全性評価コードシステムJACSでは、多群定数ライブラリーMGCLを背景断面積について内挿して実効断面積を計算していた。このようなボンダレンコの方法に対する参照計算のため、体系の超多群(64,194群)中性子束を衝突確率法を用いて求め、この中性子束で重み付けして実効断面積を求めるための計算モジュールRABTHを開発した。このモジュールでは、中性子源としては
Uの核分裂中性子スペクトルを用いている。1次元セルに対して約1.9eV以上の高速群側はRABBLEコード、これ以下の熱群側はTHERMOSコードで解き、全エネルギー領域の中性子束分布が得られる。完全反射または真空の境界条件下で、平板、円柱、球形状のセルが取扱えるように両コードを拡張するとともに、精度向上のためにTHERMOSコードを改良した。本報告書には、RABTHモジュールを取扱うための実際的情報のほか、RABBLEコード、THERMOSコードに施した拡張・改良の基礎式を記した。
奥野 浩; 奥田 泰久*
JAERI-M 91-107, 49 Pages, 1991/08
粉末状またはスラリー状燃料の非均質効果を調べるために小さな1つの燃料塊とその周囲の水からなる微小な燃料セルの反応度を計算する。燃料の種類は低濃縮の二酸化ウラン燃料で、冠水状態を想定する。水と燃料の体積比を一定のまま燃料塊の大きさに応じてセルを小さくしていく。燃料塊の大きさ0の極限を均質と見なす。超多群エネルギーの中性子輸送方程式を衝突確率法で解く方法を用いて反応率を計算する。衝突確率の計算はRABBLEコード(高速群側)及びTHERMOSコード(熱群側)を球状セルに拡張して実施する。無限増倍率及び四因子と、その均質系からの変化割合を求める。低濃縮度(3~10wt%)の二酸化ウラン球状燃料と水からなる配列系では、平均濃度が同一としてそれを均質とみなすと、燃料粒径が2mmでも反応度を2%程度低く見積ること及びその主因子は共鳴を逃れる確率にあることが計算の結果明らかになった。
奥野 浩; 奥田 泰久*; 内藤 俶孝
JAERI-M 90-198, 76 Pages, 1990/11
臨界安全性評価コードシステムJACSの多群定数ライブラリーMGCLはボンダレンコの手法に基づいて作成されている。この手法で得られた多群断面積の誤差について検討するため、超多群中性子スペクトルで重み付けた多群断面積と比較する。計算は主要共鳴7核種(U,
U,
Pu,
Pu,
Pu,
Pu,
Fe)と散乱断面積一定の仮想的減速材3核種(質量数1,12,200)とからなる均質体系を対象として行われる。超多群中性子スペクトルの算出にはRABBLEコードを用いる。MGCLと比較すると、共鳴エネルギーの近傍で自己遮蔽因子に明白な差異が現れる。さらに、減速材質量数が1から増加するに従い、自己遮蔽因子は共鳴ピークでは小さく、また共鳴の裾では大きくなる様子が見られた。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-126, 125 Pages, 1990/08
本書は輸送計算用断面積セット作成プログラムMAIL3.0の使用手引書である。MAIL3.0はSIMCRI,ANISN,KENO-IV、MULTI-KENO及びMULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。MAIL3.0はMAILをベースにさまざまな改良を施したプログラムで、次の特徴をもつ。(1)新しい記録形式の多群定数ライブラリーMGCLを読込める、(2)MULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。(3)温度が異なる二つの中性子自己遮蔽因子表を内挿して任意の温度の自己遮蔽因子を計算できる、(4)バックグランド断面積
が大きい場合の自己遮蔽因子を精度良く計算できる、(5)ダンコフ補正係数計算機能の充実、(6)狭い共鳴近似を補正した実効微視的断面積を計算できる、(7)核燃料物質の原子個数密度を計算できる、(8)構造材、減速材、毒物等の原子個数密度が用意されている。
内藤 俶孝; 稲村 実*; 増川 史洋; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-019, 62 Pages, 1990/02
軽水炉の燃料棒セルについての燃焼計算を行うために計算コードUNITBURNを開発した。このコードは各燃焼度毎に多群定数ライブラリー(MGCL)を用いてS
-P
輸送計算によりセル内の中性子束分布を計算し、燃料ペレット内の核種の生成・減損を計算するものである。さらにこのコードは燃料集合体あるいは炉心計算用の各燃焼度でのセル平均少数群定数、1点炉近似核種生成崩壊計算コードCOMRAD用の1群定数を算出する。この報告書はこのコードのための利用手引書である。
