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松田 規宏; 今野 力; 池原 正; 奥村 啓介; 須山 賢也*
JAEA-Data/Code 2020-003, 33 Pages, 2020/03
JAEA-Data-Code-2020-003.pdf:1.85MB
放射化計算において信頼できる評価結果を得るため、放射化計算コードORIGEN-Sによる放射化計算に必要なデータを取り扱うモジュール群の開発・整備を行った。本モジュール群を使用することで、任意の中性子のエネルギースペクトルと多群中性子放射化断面積ライブラリMAXS2015からORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリを容易に作成することが可能となった。また、本モジュール群を用いた評価結果の妥当性を確認し、評価の信頼性を担保するため、処理過程のデータを図で視覚的に確認する機能、及び処理前後のデータを数値で比較する機能を整備した。
小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 東條 匡志*; 池原 正*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
使用済燃料プール重大事故想定時の温度を評価して潜在リスクを監視することを検討している。ここでは、BWR炉心の詳細燃焼解析により燃料崩壊熱を評価し、さらにそれらの燃料が使用済燃料ラック内で露出した場合の被覆管温度を、ラック構造、水位、照射後時間などをパラメータとして評価した結果について報告する。
池原 正
no journal, ,
本発表では、BWR核設計コードシステムを対象にV&Vの現状を概観し、MC法コードをBWR全炉心に関する数値実験装置として新たに適用することの可能性をその実施例と共に示す。ここではMC法コードとしてMCNP5.1(以下、断らない限りMCNPと略記)を選び、炉心には燃料を全てMOX燃料で構成できるABWR(フルMOX-ABWR)を対象とし、全ウラン炉心から部分MOX炉心を経て全MOX炉心に至るV&Vを例示する。
多田 健一; 池原 正; 小野 道隆*; 東條 匡志*
no journal, ,
原子力機構が開発・提供している核データ処理コードFRENDYを用いることで、核データ処理コード間の比較が可能となった。本発表では、FRENDYとNJOYの処理手法の違いと処理手法の違いが粒子輸送計算に与える影響の予測と、類似研究について説明する。
小野 道隆*; 東條 匡志*; 多田 健一; 池原 正
no journal, ,
核データ処理に内在する不確かさ評価を試みた。国産核データ処理コードFRENDYの公開により、デファクトスタンダードと言えるNJOYとの独立検証が可能となった。本発表では、核データ処理の違いが核計算に与える影響について評価した。
多田 健一; 池原 正; 小野 道隆*; 東條 匡志*
no journal, ,
熱中性子散乱則の処理に注目し、FRENDYとNJOYの処理手法の違いについて調査し、NJOYに以下の問題点があることを特定した。(1)入力作成において高い専門性が必要で、公式なACEファイルでも適切に処理されていない場合がある、(2)作成されたACEファイルにはTHERMRで生成された全データが含まれている訳ではなく、入力した上限のエネルギー点未満のデータしか含まれない、(3)MCNP6.1では、iwt=2(ACERでの二次エネルギー分布に関するオプション)を用いて処理したACEファイルを用いると、計算が途中終了してしまう場合がある本発表ではこれらの問題点の概要とその解決策について説明する。
小野 道隆*; 東條 匡志*; 多田 健一; 池原 正
no journal, ,
原子力機構が開発・提供している核データ処理コードFRENDYを用いることで、核データ処理コード間の比較が可能となった。本発表では、核データ処理コードの違いがACEライブラリを通してMCNPによる核計算に与える影響について評価した。
渡嘉敷 幹郎*; 池原 正*; 多田 健一; 江川 透*; 横山 賢治; 岩本 修
no journal, ,
バイアス因子法は原子炉特性の予測値の不確かさを低減する手法として、広く利用されてきた。本研究では、数値モデルの不確かさを無視することができ、かつ断面積の共分散データが信頼できると仮定した上で、拡張バイアス因子法を用いて信頼できる実験データを特定することを試みている。本発表では、ベンチマークセットからサンプルしたベンチマークケースの実際の測定値と予測値を比較する。また、本発表ではそれらの比較と測定値及び予測値の不確かさが測定値の信頼性の程度を得られることも示す。