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Rugama, Y.*; Blomquist, R.*; Brady Raap, M.*; Briggs, B.*; Gulliford, J.*; 三好 慶典; 須山 賢也; Ivanova, T.*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/09
核物質の取り扱い・貯蔵・輸送において合理的かつさらに経済的な設計が可能となれば核燃料サイクルの経済性にも影響を与えうるため、長年に渡り核燃料取り扱いにおける臨界安全性評価用のライブラリとコードが開発されてきた。1990年代の半ばに経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)内の臨界安全に関連する幾つかの活動は、原子力科学委員会傘下の臨界安全性ワーキングパーティーにまとめられた。それに属す6の専門家会合は、実験評価からは、実験評価からコードやライブラリ間の比較までを含む、臨界安全の静的解析と過渡変化の研究に関するあらゆる活動を行ってきた。実用的な規則を確立しかつ適切なツールを示すことを意図して、さまざまなレポートが専門家会合によって作成されている。
Rugama, Y.*; Blomquist, R.*; Brady Raap, M.*; Briggs, B.*; Gulliford, J.*; 三好 慶典; 須山 賢也
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.1391 - 1393, 2008/06
経済協力開発機構(OECD)原子力機関(NEA)は1970年代から臨界安全性に関連する課題を取り扱ってきた。1990年代の半ばから、臨界安全性に関連する幾つかの活動が臨界安全性ワーキングパーティーへまとめられた。このワーキングパーティーの活動は親委員会である原子力科学委員会(NSC)へ報告されているが、現在では6つの専門家会合が、定常及び過渡臨界の研究に資するため、実験データの評価からコードやデータの相互比較にまで渡る、さまざまな活動を行っている。本報告は、この枠組みの中で行われている現在の活動とさまざまな専門家会合の成果を報告する。
Cullen, D. E.*; Blomquist, R. N.*; Dean, C.*; Heinrichs, D.*; Kalugin, M. A.*; Lee, M.*; Lee, Y. K.*; MacFarlane, R.*; 長家 康展; Trkov, A.*
UCRL-TR-203892, p.1 - 40, 2004/04
熱中性子炉体系において熱中性子散乱は非常に重要であり、熱中性子散乱を正確に取り扱わなければならない。モンテカルロコードで熱中性子散乱を取り扱う場合、
データやFree Gasモデルに基づいて散乱解析が行われるが、その取り扱いはコードごとに異なっているのが普通である。また、用いられる熱中性子散乱データが異なれば結果が異なってくる。本研究では、さまざまなモンテカルロコードパッケージ(コードと核データ)を用いて、熱中性子散乱の影響を受けやすい体系において実効増倍率などの積分パラメータをどの程度正確に求めることができるか調べるためのベンチマークを実施した。ベンチマーク計算では、熱中性子散乱の効果が強調されるような非常に簡単なピンセル体系についてデータを用いる場合とFree Gasモデルの場合の実効増倍率を計算し、比較した。熱中性子散乱効果は体系依存性が強く、このベンチマーク体系では5%から12%もあることがわかった。コード間の比較ではにより熱中性子散乱を考慮した場合は実効増倍率で
、Free Gasモデルの場合で
のばらつきがあることがわかった。