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平成15年3月炉物理研究委員会
JAERI-Review 2004-006, 164 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-006.pdf:11.76MB
炉物理研究委員会の下に、加速器駆動未臨界炉システム(ADS)に代表される未臨界炉心の炉物理を研究することを目的として、平成13年7月に「未臨界炉の炉物理ワーキングパーティー」が設立された。本ワーキングパーティーでは、第一回の会合において、2年間の活動指針を討議し、(1)未臨界炉心に対する炉物理量の整理と新たな提案,(2)未臨界実験に対するベンチマーク問題の作成と計算,(3)ADSの未臨界度設定に影響を与える炉物理因子,(4)未臨界度監視方法の整理、の4点について研究を行うこととした。本ワーキングパーティーの活動期間は平成15年3月までのほぼ2年間であり、合計8回の会合を行った。この中には京大炉における「加速器駆動未臨界炉に関するワークショップ」と合同で行った4回の会合が含まれる。本資料は上記活動期間中における活動概要と研究成果を取りまとめたものである。
炉物理研究委員会
JAERI-Review 2004-003, 152 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-003.pdf:5.8MB
本報告書は、炉物理研究委員会の下に、平成13, 14年度の2か年間設置された共用炉物理コードシステムの構築WP(ワーキング・パーティー)の活動内容を取り纏めたものである。共用炉物理コードシステムの構築WPでは、我が国の炉物理研究者がその研究・開発活動を効率的に行えるように、幅広い研究分野で便利に使える炉物理コードシステムを構築することを目的に、2か年の期間で4回の会合を持ち、炉物理コードシステムの現状や先端計算機技術などの調査を行うとともに、コードシステムの基本概念を検討した。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB
本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。
炉物理研究委員会
JAERI-Review 2001-047, 180 Pages, 2002/02
JAERI-Review-2001-047.pdf:10.03MB
炉物理研究委員会の下に、加速器駆動型未臨界炉システム(ADS)の現状と課題を炉物理的な観点から検討することを目的として、平成11年7月に「加速器駆動炉の炉物理ワーキングパーティー(略称ADS-WP)」が設立された。本ワーキングパーティーでは、第1回ADS-WP会合において、2年間の活動指針を討議し、(1)「高エネルギー領域の中性子輸送計算の問題」,(2)「未臨界炉に特徴的な静特性と動特性(安全性)の問題」,(3)「概念設計、要素技術開発を含むシステム設計の問題」の3課題を重点的に取り上げていくことを決定した。ADS-WPの活動期間は平成11年7月より平成13年3月であり、この間に合計4回の会合を開催し、これらの課題について討議した。また、原研と高エネルギー加速器研究機構との共同による「大強度陽子加速器計画」における原研「核変換物理実験施設」計画への意見・要望の調査・取りまとめを行った。本資料は、上記活動期間中におけるADS-WPの活動成果を取りまとめたものである。本資料がADS-WPの成果を概観し、さらには今後の新たな研究活動の指針選定に役立つことを期待する。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB
日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。
原子力コード研究委員会; 炉物理研究委員会
JAERI-Conf 98-005, 196 Pages, 1998/03
本報告書は、平成9年11月4,5日に日本原子力研究所東海研究所で開催された第10回「原子力におけるソフトウェア研究会」での発表論文を収録したものである。今回は大規模数値シミュレーションと並列計算手法がテーマであり、並列処理手法、大規模並列数値シミュレーションに関する発表が行われた。
10日,東海研究所,東海村原子力コード研究委員会; 炉物理研究委員会
JAERI-Conf 96-002, 160 Pages, 1996/02
本報告書は、平成7年11月9日、10日に日本原子力研究所東海研究所において開催された第9回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会での発表論文を収録したものである。研究会は、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催によって行われた。シミュレーションや実験による各種現象の理解、あるいはプラントの設計や運転支援に有効な「ビジュアリゼーション技術」が今回のテーマであり、「シミュレーションと可視化技術」及び「画像処理と計測」に関する発表が行われた。
July, 1993炉物理研究委員会
JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01
本報告は、1992年7月1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。
炉物理研究委員会; 原子力コード研究委員会
JAERI-M 93-033, 246 Pages, 1993/03
第8回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会が炉物理研究委員会と原子力コード研究委員会の共催により1992年11月11日と12日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。本研究会では、(1)次世代の原子炉設計システム、および(2)再処理施設の安全評価用ソフトの最先端に関する14件の報告があった。本報告書はこれらの発表論文の内容を収録している。
July 1992炉物理研究委員会
JAERI-M 92-209, 43 Pages, 1993/01
本報告は、1991年6月1992年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉の物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌に記載された論文である。
31日,東海研究所原子力コード研究委員会; 炉物理研究委員会
JAERI-M 92-054, 181 Pages, 1992/03
本報告書は、平成3年10月30日、31日に、日本原子力研究所東海研究所において開催された第7回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会での発表論文の内容を収録したものである。研究会は、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催によって行われた。本研究会での発表論文は、(1)計算機シミュレーションの新展開、(2)超並列計算機とその応用、(3)原子炉における3次元核熱計算のシミュレーションに関するものであった。
原子力コード研究委員会; 炉物理研究委員会
JAERI-M 91-015, 188 Pages, 1991/02
本報告書は、平成2年10月31日と11月1日に、日本原子力研究所東海研究所において開催された、第6回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会での発表論文の内容を収録したものである。研究会は、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催によって行われた。本研究会での発表論文は、(1)高エネルギー加速器のための放射線輸送コード、(2)次世代原子力システムの熱流動解析及び(3)高精度流動計算と計算機性能に関するものであった。
原子力コード研究委員会; 炉物理研究委員会
JAERI-M 89-012, 197 Pages, 1989/02
本報告書は、昭和63年10月17~18日に、日本原子力研究所東海研究所において開催された第5回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会での発表論文の内容を収録したものである。研究会は、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催によって行われた。本研究会での発表論文の概要は、原子力研究者のためのコンピュータ・ネットワークとのタイトルのもとに、(1)ネットワークの現状と将来、(2)ネットワークの応用例、(3)パネルディスカッション:原子力分野におけるネットワークの利用(現状と今後への期待)、環境シミュレーションソフトの最先端とのタイトルのもとで、(4)チュルノブイリ事故を題材とした地球規模拡散シミュレーション、及び(5)放射性物質の海洋中拡散や地層処理処分シミュレーションに関するものである。
炉物理研究委員会; 遮蔽専門部会
JAERI-M 7799, 53 Pages, 1978/08
中性子ストリーミング計算に対してDiscrete Ordinatesおよびモンテカルロコードの精度を検証するためにベンチマーク計算を実施した。今回使用したコードはDOT-III、TWOTRAN-II、PALLASおよびMORSEコードである。ベンチマーク問題が2つ選定され、これらはJRR-4において実施された実験にもとづいている。その第1は水中に設置された直円筒空気ダクト速中性子ストリーミング問題であり、他の問題は動力炉の圧力容器と1次遮蔽体との間の間隙を模擬した円環形状ボイド問題である。中性子空間分布が放射化法による測定で求められている。計算と実験との比較がダクトやボイド内およびこれらの周辺における反応率について実施された。全体としてかなり良い一致が得られたが、2、3の限られたケースでは極めて大きな差が出ており、あるいは収斂しない場合もあった。