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LOCA研究委員会; LOFT専門部会; 小泉 安郎; 内田 秀雄*; 桂木 学
日本原子力学会誌, 26(5), p.375 - 383, 1984/00
熱出力50MWの加圧水型実験用原子炉(LOFT炉)を用い、冷却材喪失事故及び異常過渡に関する研究を行って来た米国NRC主催の国際プログラムであるLOFT計画は、昭和57年に大きな成果をあげ幕を閉じた。日本原子力研究所は、昭和51年以来、同計画に参加してきた。本稿は、同計画への参加を通じて得た成果をまとめたものである。
桂木 学
日本原子力学会誌, 26(7), p.552 - 557, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子力施設の安全性に関しては世界共通のコンセンサスを形成する必要がある。また安全性研究をすすめるには、資金、人材、時間等の適正な配分に努め、効率的に進めなくてはならない。このため、わが国も二国間または多国間の国際協力研究等に積極的に参加するとともに、わが国が進める安全性研究への海外諸国の参加を呼びかけ先進的役割を果しつつある。その現状について紹介する。
浅井 清; 桂木 学
JAERI 1274, 60 Pages, 1982/02
過去数年間日本原子力研究所の研究者、技術者はモジュラ、コード、システムに適用するために有用な計算機の諸機能を追及してきた。それらのひとつはデータプールと呼ばれるファイル取扱いのプログラムで、こらは現在原研で開発中のコーード、システムで使用されている。その他は、プログラムの動的結合、主記憶内プログラム共用可能、会話型プログラミング、記録清書、システム出力表示、実行速度制御可能Fortran、タイムシュアリングあるいはバッチッ処理用計算機の選択的使用などの計算機機能である。最近原研に設置された計算機は、これらの諸機能を装備しているので、原子力コードの開発や利用者が特に意識しなくても既存の大型コードをモジュラ、コード、システムに変更することができる。これによって我々は柔軟なモジュラ、コード、システム開発利用への長い道程の中点に到達したといえる。
小林 岩夫; 桂木 学
Transactions of the American Nuclear Society, 41, p.351 - 352, 1982/00
わが国における原子炉以外の核燃料施設の建設は着実に増加しており、その規模もますます大型化の傾向にある。これら核燃料施設においては臨界安全性に関する管理が経済性と関連して重要な問題となっている。原研では、これらの施設で問題となる低濃縮ウラン、プルトニウム及びウラン・プルトニウム混合体の酸化物、硝酸溶液などに関する臨界量データ並びに事故時の安全評価に資することのできる過渡的特性データなどを測定するため、新しく実験施設を建設する計画である。臨界実験装置はウラン系、プルトニウム系及び過渡的特性系からなり、実験に必要な核燃料を調整する小規模な燃料取扱設備を付設する計画である。
U,
Uと
Puの断面積評価高野 秀機; 中村 康弘; 桂木 学
JAERI-M 8030, 25 Pages, 1979/01
UとPuの分裂断面積及びUの捕獲断面積の評価をスプライン・フィッテンダ法を用いて行った。評価は考慮した各エネルギー群での平均断面積が一定であるという条件を満足するように行われた。ここで用いた平均断面積は、群定数修正法によって得られたJAERI-Fast、Set VersionIIの値である。即ちここで求めた評価値は修正群定数を再現するものであり、積分データから微分データへのフィードバックの情報である。本報告にはスプライン・フィッテング・コード、SPLINE-XEの使用法も示されている。
高野 秀機; 長谷川 明; 中川 正幸; 石黒 幸雄; 桂木 学
JAERI 1255, 200 Pages, 1978/03
原版JAERI-Fast setの大幅な改訂を、高速臨界集合体にするベンチマーク・テスト、最小自乗法による断面積修正法及び最近の核データ評価に基づいて行った。この改訂版セットの各称をJAERI-Fast set Version II(JFS-V-II)という。原版のセットに対して改訂した主要な点は以下のようである。(1)U、U、Puの断面積が最小自乗法を用いて1、4MeVから3、6KeVのエネルギー領域において修正された。(2)U、U、Pu、と
Puの共鳴パラメータの評価を行い無限希釈断面積と自己遮蔽因子を計算した。共鳴領域のエネルギー上界がUに対しては21、5KeVから100KeVに、Puに対しては10KeVから21、5KeVに拡張された。(3)U in及び分裂スペクトル、軽中重核の核データがベンチマーク、テストの結果に基づいて改訂された。
朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01
被引用回数：7原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 秋元 正幸; 宮本 喜晟; 桂木 学
JAERI 1247, 78 Pages, 1976/10
高速実験炉「常陽」の運転監視に必要な基本的な詳細データを提供できる計算プログラムを開発することを目的にして、詳細計算コードHONEYCOMB、FDCAL-2およびFATEC-3が作成された。HONEYCOMBは3次元六角格子体系を対象に、拡散モデルによる臨界計算を行う詳細核特性解析コードで、制御棒挿入深度予測と、熱水力コードへの入力する詳細熱出力分布も算出する。さらに燃料ピン毎の熱出力や燃焼の計算も可能である。FDCAL-2は炉容器内の下部プレナムから上部プレナムへ至る。すべての冷却材流路の流量配布を計算する。FATEC-3は指定された集合体(燃料、ブランケット)の内部で温度の詳細分布を計算し、安全性確認のための一つのデータであるホットスポット温度の算出も行う。これら三つのコードは連動してJOYPACシステム内の詳細計算サブシステムを形成して、第I部で述べられている簡易計算サブシステムで必要とする基本詳細データのファイルを作成する。本報告はこれらの計算手法を中心に述べている。
桂木 学; 井上 晃次; 清水 彰直*; 吉野 富士男*; 鈴木 聖夫*; 永山 哲*
JAERI 1246, 49 Pages, 1976/10
高速炉実験炉「常陽」の運転監視コードシステムJOYPACを開発した。これを炉心の核特性および熱水特性の予測計算を行ない、かつ運転後の炉心照射履歴を計算することを目的とした。オフラインのコードシステムである。このコードシステムを使用することにより、「常陽」の多様な運転パターンに対して、炉心の諸特性を簡単な操作で精度良く計算し、安全性を確認することができる。また、運転後には炉心の詳細な照射履歴を短時間に精度良く求めることができる。これには照射試験で要求される全ての運転データおよび炉内特性値が含まれる。さらに、「常陽」のオンライン監視システムへのデータの提供、核物質管理のためのデータも提供できる。本コードシステムは詳細計算サブシステムと簡易計算システムより構成される。本研究報告書PartIは、コードシステム全体の概念を明らかにし、簡易計算サブシステムの内容、「常陽」における運用計画、オンライン監視システムとの関連等について述べている。
村田 浩; 林 敏和; 桂木 学
JAERI-M 6632, 26 Pages, 1976/07
本報告はWATESメキシコ会議に本年4月上旬提出した論文の反響が大きく、国内でその邦訳を望む声が大きいので邦訳版として発表するものである。日本のエネルギー政策、原子力開発利用長期計画の現状及び、エネルギー政策上の特殊性について概観し、それをもとにクリーンエネルギーを供給する未来の核エネルギー産業を完成するための政策策定に際して考慮すべき諸点について述べる。ついで、そのために、最も有効と考えられる戦略についてその方向と、将来のヴィジョンの核心にすれ、今後の核エネルギー開発の目標とプログラムについて述べる。
石黒 幸雄; 桂木 学
JAERI-M 6616, 33 Pages, 1976/07
レーザ加熱による削摩作用で起る爆縮過程が相似解析によって研究される。特に、超高圧縮を伴なう爆縮過程を再現する相似解の存在の可能性が注目される。まず、相似解析の詳細が爆縮過程に対して示され、定量的な結論が得られる。相似解析の立場から、多段衝撃波による圧縮についても議論される。さらに、一様な等エントロピー圧縮による気体運動は一つの相似運動であることが示される。
中川 正幸; 桂木 学; 成田 秀雄*
JAERI 1245, 46 Pages, 1976/07
高速炉の設計研究や臨界集合体における実験の解析には、多群計算が行なわれる。従ってその多群断面積の精度は重要な影響をもつ。ESELEM4コードは、核データファイルから、板状非均質系において、積分型輸送方程式を解き、詳細中性子スペクトルを求め、これを重みとして、多群断面積を計算する。従って炉定数セットより精度の高いものが作られる。詳細群巾は、0、0008レサジーで、2MeV以下を扱う。2MeV以上は粗群で扱う。計算時間とコアメモリーの短縮のため、種々の手法が用いられている。特にreurrenu tormulu は、減速の源を得る有用な手法である。又ライブラリーを作るために、別にPRESMコードも作成された、これらは、JAERI Fast セットと相補性のあるシステムとなる。
鈴木 友雄; 桂木 学
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(7), p.348 - 357, 1976/07
被引用回数：2原子炉内に配列された燃料集合体あるいは外套部集合体の内部において、核分裂による熱出力の詳細な空間分布を、従来より短い計算機使用時間で求める方法が導かれる。均質な組成をもち、任意の凸閉曲線で囲まれた、平面上の領域において、拡散方程式が1群で解かれる。原子炉全体を扱う3次元臨界計算で前以て得られている粗いメッシュ毎の中性子束を用いて、この閉曲線上での境界条件を非斉次な形で与えると、この問題は振動方程式の境界値問題、すなわちディリクレまたはノイマン問題に帰着される。従って境界上に一重層あるいは二重層の仮想的な源の分布をおき、それによるポテンシャルの形で、2次元領域内の中性子束分布の表現が得られる。この方法を高速炉の六角集合体の格子領域に応用し、従来の階差法で微細メッシュを用いて解く場合とを比較し、得られる詳細出力分布の精度は同程度であり、計算効率は50~100倍程度に向上することが示される。
菊池 康之; 桂木 学; 荻津 実*; 鈴木 友雄
JAERI 1239, 63 Pages, 1975/08
均質体系用に開発されたり少数群定数を用いて、板状非均質体系を解析する方法を開発した。この方法の主要な点は、実効アドミクスチャー断面図の取扱い方と、弾性除去面積の補正とにある。これにより、単位セル内の中性子束分布及び各核の実効断面積を、極めて正確に求める事ができる。次の精度は、超詳細スペクトルコードの結果と比較して実証された。この方法に基づいて、JAERIーFast set を用いる一次元拡散コードEXPANDAー75を開発した。その使用説明も本報告に含めている。
石川 寛; 五十嵐 信一; 桂木 学; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 大竹 巌*; 門田 一雄*; 菱田 久志*; 佐野川 好母; 幾島 毅; et al.
日本原子力学会誌, 17(7), p.329 - 348, 1975/07
表題の件につき原子力コード委員会を中心に特集記事作成を依頼され、まとめたものである。各データおよび炉定数,中性子の拡散と輸送,遮蔽,燃焼および燃料サイクル,動特性および制御,熱流力,構造解析,工学的安全性,燃料挙動,環境安全性,運転監視,炉心管理,核融合について述べた後、将来の展望について述べている。
菊池 康之; 長谷川 明; 田坂 完二; 西村 秀夫; 大竹 巌*; 桂木 学
JAERI-M 6001, 80 Pages, 1975/02
シグマ研究委員会で評価された重要FP28核種の群定数を作成し、その適用性に関して種々の試験を行った。この評価値は中間報告であり、共鳴構造を無視して100eV以上を統計モデルで計算している。しかしランプ化された状態では、これに起因する誤差は十分小さくなる事が確められた。さらにランプ化に伴う諸問題が検討された。30日から300日の燃焼中にFPの
cは5%増大する。一方燃焼に伴いFPガスが燃料から放出されると、断面積は約10%低下する。中性子捕獲による
-チェイン間の移行の効果は無視しうる。このJNDCのc評価値はCookによる評価値より約25%大きい。FP炉定数の25%の差は、燃焼寿命に10%、実効増倍率に0.6%、Naポイド係数に10%の影響を与える。一方、オランダのPettenにおいて、FP混合物及び同位体のサンプル反応度が測定された。そこでJNDC炉定数を用いてこれを解析した所、かなり良好な一致が見られた。
菊池 康之; 桂木 学
JAERI-M 5963, 23 Pages, 1975/01
巨大共鳴散乱付近の衝突密度を解析的に表現する方法を開発した。この方法によると、Naとそれより軽い核との混合物の衝突密度は良く表わされるが、鉄を含む場合には誤差が多い。そこで鉄を含む場合には、通常の1/3近似を用いた。JAERI-Fastセット中の弾性除去断面積を、上述の方法で求めた中性子束を用いて補正した。その結果、補正前は200~300%であった誤差が、高々10%に減少した。Na共鳴の影響は、他の核種の弾性除去断面積にも反映されるようになった。これにより、小数群の群定数(100群以下)の適用範囲が拡大された。
U(n,f),Pu(n,f),U(n,
)測定断面積の持つ不確定性について; 断面積の統計解析長谷川 明; 桂木 学
JAERI-M 5536, 43 Pages, 1974/01
積分実験結果を正しく理解するために精度のよい断面積セットを必要とする。それ故、最近断面積評価の方策が広く研究されている。これと関連して評価者にとって測定断面積の誤差を知ることがより重要となってきている。今回我々は高速炉において重要となるエネルギー領域における最重要核種U(n、f)、Pu(n、f)、U(n、)について現状の核データの不確定さを検討するために、実験データについての測定点の分布を調べた。データはCCDNのNEUDADAに求めた。その結果、断面積Adjustment等において断面積の動かし得る範囲の目安として次のような結果を得た。U(n、f)50KeV~1MeV
7%(但し、100KeV~200KeV4%)、1KeV~50KeV30~10%、、Pu(n、f)100KeV~1MeV4~5%、1KeV~100KeV30~10%、U(n、)10KeV~1MeV13~17%、1KeV~10KeV30~16%
菊池 康之; 田坂 完二; 西村 秀夫; 長谷川 明; 桂木 学
JAERI-M 5492, 71 Pages, 1973/12
FPの炉定数に対する強い要望に答えて、
委員会炉定数専門部会では、オーストラリアのCookによる184核種の評価データを用いて、JAERI Fast Set型の炉定数を作成した。これらは、さらにBurn upの状態毎にランプされて、一つの擬核種の炉定数として、このレポートにテーブルで与えられている。また、Cookのデータの共鳴領域の評価法について、検討が行なわれ、いくつかの問題点が指摘された。
長谷川 明; 桂木 学
JAERI-M 5381, 60 Pages, 1973/08
JAERI-FAST Set70群定数のUtility Program System J-FAST-70Uが発された。本コードシステムは、JFUSER、LTFR70、LTFCOR、LTFDMP、JFCOMBの各Program及びJAERI-FAST70群定数library tapeが成り立っている。JAERI-FAST70群定数library tape中のdataの作表作業、必要dataのPrint、Punch、Plot(グラフ化作業)、70群以下の小数点群定数への縮約をJFUSERが行い、EXPANDA-70D用のbinary形式のlibrary tape作成をLTFR70が行う、さらに、そのbinary形式のtape内容の変更をLTFCORで行い、又そうしたbinary形式のlibrary tapeの内容のdump(Table形式で出力する。)をLTFDMPにて行うことができる。
