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報告書

BWR使用済燃料の燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析; 軸方向の燃焼度及びボイド分布の効果と核種組成の評価

野尻 一郎; 深作 泰宏*

PNC TN8410 98-028, 118 Pages, 1997/12

PNC-TN8410-98-028.pdf:4.05MB

事業団では、核燃料サイクル施設の臨界安全解析手法整備の一環として、米国オークリッジ国立研究所で開発された臨界安全解析コードシステムSCALEの導入・整備を実施している。本解析では、経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の燃焼度クレジット臨界ベンチマークのPhaseIIIとして提案された課題の計算解析を実施し、燃焼度クレジットの評価におけるSCALEの適用性について検討した。計算解析には、SCALEの最新版であるSCALE4.3を使用した。PhaseIIIの課題は、沸騰水型原子炉(BWR)使用済燃料を対象に軸方面燃焼度分布及びボイド分布の臨界性に与える効果(PhaseIII-A)と使用済燃料の核種組成を算出するための解析コードの検証(PhaseIII-B)である。計算の結果、PhaseIII-Aにおける燃焼度分布は、FR核種の考慮の有無によって求められる中性子増倍率に一貫した傾向が見られないことがわかった。ボンド分布については、現実的なボイド分布を考慮した計算に対して、炉内の平均ボンド率を用いた計算が過小評価すること、炉内の最大ボイド率を用いた計算がわずかではあるが高めに評価することがわかった。PhaseIII-Bの計算では、使用済燃料組成算出のために1/8燃料集合体モデル、簡易燃料組成モデル及び詳細燃料組成モデルの3通りのモデルを設定し、モデル間の比較を行った。低燃焼度の領域では、モデル間で中性子増倍率のピークの有無の違いが現れること、高燃焼度の領域では、計算モデルに依存せず中性子増倍率を概ね等しく評価することがわかった。これらのことから、BWR使用済燃料を対象とした燃焼度クレジット評価のための臨界安全解析においてもSCALEが十分に適用可能であることを確認した。

論文

EGS4汎用ユーザーズコードUCGENの開発

野尻 一郎; 岩井 敏*; 佐藤 理*; 高木 俊治*; 澤村 貞夫*; 深作 泰宏*

動燃技報, (102), p.59 - 66, 1997/06

「電磁カスケード」をシミュレーションする3次元モンテカルロコードEGS4を核燃料サイクル施設の遮蔽計算や線量評価に容易に適用できるようにするため、汎用ユーザーズコードUCGENを開発した。UCGENにより、幾何学的形状の指定、線源形状の指定等、従来使用者が解析する対象に応じて独自にユーザーズルーチンを作成する必要のあったものが、入力データのみで処理できるようになった。UCGENを組み込んだEGS4を用いて、ガンマ線スカイシャイン計算を行い、測定値と計算値との比較・検討を行った。

報告書

MOX取扱施設臨界安全ガイドブック

清水 義雄; 由利 明哉; 深作 泰宏*; 野尻 一郎; 松本 忠邦

PNC TN1410 96-074, 242 Pages, 1996/11

PNC-TN1410-96-074.pdf:11.17MB

プルトニウム取扱施設の臨界安全管理に関する研究の一環として、MOX取扱施設の設計、建設、運転等の臨界管理に役立てることを目的として、臨界管理に関する事業団の経験と最新の知見を反映させ、「MOX取扱施設臨界安全ガイドブック」を作成した。本ガイドブックは、本文編、データ編で構成されている。本文編では、臨界安全の基本事項として用語、法令、指針などを説明した後、MOX取扱施設の具体的な例を引用しつつ、臨界安全設計、臨界管理の方法等について示し、最後にMOX均質系及びPuO2均質系の臨界安全データの概要を記載している。データ編では、本ガイドブックの臨界安全データの計算に使用したSCALE-4コードシステムによる計算の方法、データの計算条件及び計算結果を掲載している。データ編に掲載した計算結果は、MOX均質系及びPuO2均質系で構成されている。また、付録として、SCALE-4コードシステムの概要、SCALE-4コードシステムの検証のためのベンチマーク計算について記載している。

報告書

PWR使用済燃料の燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析; 軸方向燃焼度分布の効果

野尻 一郎; 深作 泰宏*

PNC TN8410 96-398, 91 Pages, 1996/08

PNC-TN8410-96-398.pdf:6.08MB

核燃料サイクル施設の臨界安全性の評価では、従来は核燃料の燃焼に伴って生じる反応度の低下を無視し、初期燃料組成を用いて解析を実施している。しかし、この方法では必要以上の安全裕度を見込むこともあり、施設の建設等において費用の高騰をもたらすこともある。経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、国際的に施設の設計及び建設時の費用低減要求が高まってきている背景を踏まえて、燃焼度クレジット評価への従来の臨界安全解析コードの適用性を検討するため、臨界ベンチマーク解析を実施している。本資料では、OECD/NEA燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析のPhase2として提案されたPWR使用済燃料を対象とした軸方向燃焼度分布の効果の計算結果について報告する。計算には、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)において開発されたSCALE4を使用した。Phase2は、PWR使用済燃料ピンの無限配列体系(Phase2-A)及び使用済燃料輸送キャスク体系(Phase2-B)について、初期燃料組成及び使用済燃料組成における中性子増倍率を計算し、FP核種、軸方向燃焼度分布等の効果を検討するために設定された課題である。計算の結果、Phase2-A及び2-Bいずれも燃焼度が30GWd/MTUを超える使用済燃料組成では、軸方向の燃料度分布を考慮した体系が中性子増倍率を高く評価する傾向があることが示された。また、Phase2-Aの課題を用いて複数燃料領域の体系を評価するためのSCALE4の3つの計算手順の比較を行い、いずれの計算手順を用いてもほぼ等しい計算結果が得られることを確認した。

報告書

SCALE-4、2コードシステムの導入・整備-Sunワークステーションへのインストール-

野尻 一郎; 深作 泰宏*; 清水 義雄; 成田 脩

PNC TN8410 94-211, 68 Pages, 1994/06

PNC-TN8410-94-211.pdf:2.38MB

核燃料サイクル施設の安全解析のために米国オークリッジ国立研究所で開発された計算コードシステムSCALEの最新版であるSCALE-4.2についてSun SP ARC-2 UNIXワークステーション(以下SunEWSという)への導入・整備を実施した。SCALE-4.2は、IBMRS/6000 UNIXワークステーション(以下IBMEWSという)をベースに開発されているため、SunEWSとはオペレーティング・システム(OS)、Fortran及びCコンパイラのバージョン等のシステム環境が異なるため、SunEWSに対応したオリジナルのソースプログラムの修正やスクリプトファイル(PCでのバッチファイル、メインフレームでのJCLに相当するファイルをいう)の修正を行った。またSunEWSによりサンプル計算を行い、システムに添付されているIBMEWSによる計算結果と比較し、SunEWS上でSCALE-4.2が正常に動作することを確認した。

論文

VALIDATION OF CSAS25 AND MCNP4 FOR MOX HOMOGENEOS SYSTEMS AND CALCULATION OF CRIFICALITY SAFETY DATA FOR MOX FACILITIES

清水 義雄; 野尻 一郎; 深作 泰宏*

ANS Annual Meeting, , 

MOX施設の臨界安全解析への計算コードの適用性を把握するため、CSAS25とMCNP4を用いたMOX均質系の臨界ベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果から、各計算コードの推定臨界増倍率及び推定安全データをCSAS4を用いて計算し、反射条件等がMOX質量に与える影響を把握した。

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