Nuclear criticality safety evaluation of a mixture of MOX, UO 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

https://doi.org/10.3327/jnst.45.1108

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。

Burnup importance function introduced to give an insight into the end effect

奥野 浩; 酒井 友宏*

Nuclear Technology, 140(3), p.255 - 265, 2002/12

https://doi.org/10.13182/NT02-A3337

燃焼度クレジットを入れた燃焼燃料の臨界安全評価では端部効果がしばしば議論されるが、その定量的な議論に役立てるためにこの論文では燃焼度インポータンス関数を導入した。この関数は、反応度に対する燃焼の影響を燃料位置の関数として表す。燃焼度インポータンス関数をOECD/NEAの燃焼度クレジット専門家グループで採用されたフェーズIIAベンチマーク体系に適用した。この関数は、端部の燃焼度インポータンスが (1) 燃焼度,(2) 冷却期間,(3) 燃焼度分布及び (4) 核分裂生成物の考慮の場合に増加することを明瞭に示した。

A Method to calculate sensitivity coefficients of reactivity to errors in estimating amounts of nuclides found in irradiated fuel

奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03

https://doi.org/10.3327/jnst.35.240

燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。

Criticality safety studies related to advisory material for the IAEA regulations

奥野 浩; 酒井 友宏*

Proc. of PATRAM'98, 1, p.217 - 223, 1998/00

1996年版IAEA放射性物質安全輸送規則の助言文書に関する臨界安全研究を集約した。UO-HO及びPuO-HO燃料濃度についての小さな変動の有無に伴う臨界計算を摂動理論に基づき与えた。5%の燃料濃度の変化が、最大で0.4%k/kの中性子増倍率の増大を与えうることを示した。燃料の非均質効果を低濃縮度UO燃料粒子の配列が水没している系で調べた。直径50mの燃料粒子の場合、中性子増倍率の相対的増加割合は0.1%k/k未満であった。水の孤立化厚さを反射体因子を用いて論じた。反射体因子は、孤立材厚さが無限の場合に対する、有限厚さの孤立材付き燃料の中性子増倍率の相対的増加割合として定義された。30cmが、水の孤立化厚さについての実用値であると認識された。

Nuclear criticality safety of fuel rod arrays taking irregularity into account

奥野 浩; 酒井 友宏*

Criticality Safety Challenges in the Next Decade, 0, p.150 - 155, 1997/00

燃料棒配列の不均一性を考慮した上での最大中性子増倍率を求める計算方式を開発した。用いた原理は、燃料セル面積の重要度関数を一定にする配列を求めるものである。この計算方式を、まず水に漬かった二酸化ウラン燃料棒の1次元配列に適用した。水反射体側の数ピッチを狭めた燃料棒配列において、中性子増倍率は相対的に約1%k/k増加した。次に、単純化したBWR燃料集合体、即ち88燃料棒配列で中心に太い水の棒を配置した体系に適用した。薄い水反射体の外側に課した境界条件に依存して、1から3%k/kの中性子増倍率の増加が得られた。この計算方式は近似を含むが、最適燃料棒配列を計算する最初の試みで、燃料貯蔵及び輸送の臨界安全評価に適用可能である。

Non-uniformity effect on reactivity of fuel in slurry

奥野 浩; 酒井 友宏*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L74 - L82, 1996/00

燃料インポータンス分布平坦化の原理に基づき最大反応度を得るために、計算プログラムOPT-SNを開発した。このプログラムは、中性子輸送方程式を解くに当たってはANISNコードを含んでいる。水反射体が付いた場合及び付かない場合におけるウラン濃縮度5wt%のスラリーに対する臨界計算を実施した。反射体が付いた体系については、以下のことが明らかになった。(1)中性子増倍率の増加割合(不均一効果)は、平均ウラン濃度700から4000gU/lの範囲において最大約6%であった。(2)不均一効果は、燃料が平板形状の場合に円柱及び球形状よりも一般的に大きい。平板状燃料で反射体が片側にのみ付いている体系の最適燃料分布は燃料領域中に反射体領域を自ら形成する。この分布は、沈澱において現われるかもしれない。

臨界計算用多群定数ライブラリーMGCL-J3の作成と検証

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

JAERI-M-93-190.pdf:1.86MB

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20C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。

Ex-core detector response caused by control rod misalignment observed during operation of the reactor on the nuclear ship Mutsu

板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 酒井 友宏*

Nuclear Technology, 102, p.125 - 136, 1993/04

https://doi.org/10.13182/NT93-A34808

原子力船むつの航海中、炉外中性子検出器の出力信号に予期しないばらつきが見られた。詳細な3次元解析の結果、この現象は、制御棒グループ内の微小な位置差により生じする炉内中性子源分布の非対称性に起因するものと考えられた。さらに詳しい調査のため、1992年の実験航海において組織的な検出器応答特性の測定が実施された。また広範な3次元評価解析もなされた。これらの結果より、制御棒パターンと炉外検出器応答特性との関係について、いくつかの知見が得られた。計算で求めた炉内3次元中性子源分布を用いた検出器応答解析により、検出器応答比を制御棒位置の関数として与えた。実測値との一致は比較的良好である。

断面積セット作成プログラムMAIL3.0; 使用手引書

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

JAERI-M-90-126.pdf:2.18MB

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。

中性子輸送に関する十分な反射体厚さと隔離厚さ

酒井 友宏*; 内藤 俶孝; 小室 雄一

JAERI-M 88-160, 37 Pages, 1988/08

JAERI-M-88-160.pdf:1.15MB

核燃料取扱施設の臨界安全性評価に利用できる「十分な反射体厚さ」及び「融離厚さ」を求める方法について検討した。はじめに、特定の例を対称に詳細な臨界計算を行って、「十分な反射体厚さ」及び「融離厚さ」を求めることを試みた。次に、詳細計算によって得られた反射体(融離体)の厚さと中性子増倍率の関係を念願において、「十分な反射体厚さ」と「融離厚さ」を簡便に求めることのできる式を、一群拡散近似を用いて導出した。この式を用いて、「十分な反射体厚さ」と「融離厚さ」を設定するひとつの方法を提案した。