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論文

Generalized formulation of extended cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased linear estimation

横山 賢治; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.87 - 104, 2019/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

線形推定に関する新しい仮定を導入して、拡張炉定数調整法の定式化を行った。なお、拡張炉定数調整法は、設計対象炉心の核特性の分散を最小化することが可能な炉定数調整法である。この定式化は最小分散不偏推定に基づいており、正規分布の仮定を用いていない。この定式化において、拡張炉定数調整法は、調整後の炉定数セットとして無数の解を持つことが分かった。この定式化では、このすべての解を表現できる一般的な式を提示しており、そのうちの解として、従来のベイズの定理に基づいて導出された拡張炉定数調整法と等価な解を含んでいることを示した。更に、この特殊な解では、設計対象炉心の核特性の分散だけでなく、核データの分散も最小化していることを示した。一方で、今回導入した線形推定の仮定はカルマンフィルターと整合しており、同様の方法で、拡張バイアス因子法,従来炉定数調整法,回帰炉定数調整法についても定式化できることを示した。

論文

Study on heterogeneous minor actinide loading fast reactor core concepts with improved safety

大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09

A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

Dimension-reduced cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:35.59(Nuclear Science & Technology)

次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。

論文

Void reactivity evaluation by modified conversion ratio measurements in LWR critical experiments

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", $$k^ast$$を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、$$k^ast$$を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。

論文

Intra-pellet neutron flux distribution measurements in LWR critical lattices

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.606 - 614, 2013/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定する手法を開発した。ペレット内中性子束分布測定には、特別な箔を用いた箔放射化法を用いた。転換比分布測定には、特別なコリメータを用いた$$gamma$$線スペクトル解析法を用いた。開発した手法を用い、低減速軽水炉を対象とした臨界実験を行い、ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定した。測定値は、決定論的手法とモンテカルロ法によって解析した。中性子束分布の測定結果と解析結果は、1-2%の範囲で一致した。転換比分布の測定結果は、解析結果と一致することを確認した。今回開発した測定手法は、燃料ペレット内の中性子の振る舞いを調べるミクロ炉物理において有用であることが確認できた。

論文

Development of the 4S and related technologies, 7; Summary of the FCA XXIII experiment analyses towards evaluation of prediction accuracies for the 4S core characteristics

植田 伸幸*; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 名内 泰志*; 木下 泉*; 松村 哲夫*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9493_1 - 9493_9, 2009/05

燃料無交換ナトリウム冷却小型高速炉(4S炉)の模擬実験として高速炉臨界実験装置(FCA)において取得した反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の主要核特性データに対して実験解析を実施した。確率論的手法として連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び決定論的手法としてSn輸送コードDANTSYSを用いた解析はともに、臨界性,反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の実験結果をよく再現することを確認した。

論文

Prediction accuracy improvement of neutronic characteristics of a breeding light water reactor core by extended bias factor methods with use of FCA-XXII-1 critical experiments

久語 輝彦; 安藤 真樹; 小嶋 健介; 福島 昌宏; 森 貴正; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(4), p.288 - 303, 2008/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.32(Nuclear Science & Technology)

拡張バイアス因子法(PE法及びLC法)の有効性をFCA-XXII-1臨界実験を用いて水冷却増殖炉心に適用することにより調査した。拡張バイアス因子法の特徴が数値的に以下の通り確認できた。活用できる実験をすべて活用すれば最も設計予測値の持つ誤差を低減できる。PE法はどのような実験の組合せを用いても設計計算値の持つ誤差を低減することができる。PE法がLC法に比べて設計予測精度が向上する。また、本研究の結果、以下のことがわかった。実機炉心の$$^{238}$$U捕獲率対$$^{239}$$Pu核分裂率比(C28/F49)に対して、LC法では予測精度の向上は見られないが、PE法では、実効増倍率(K$$_{rm eff}$$)に関する実験結果がC28/F49に関する実験結果より効果的で予測精度が向上する。実機炉心の冷却材ボイド反応度に対して、単一実験結果を使用する場合はPE法ではボイド反応度に関する実験結果がK$$_{rm eff}$$に関する実験結果より効果的で予測精度は向上するが、複数の実験結果を使用する場合は、両手法ともK$$_{rm eff}$$に関する実験結果の組合せがボイド反応度に関する実験結果の組合せより効果的で、PE法による単一実験結果を使用したときよりも予測精度が向上する。これらから、実機核特性(K$$_{rm eff}$$, C28/F49及びボイド反応度)に対して、K$$_{rm eff}$$に関する実験結果がそのほかの実験結果よりも効果的であると結論できる。これらの結果から、PE法は複数のベンチマーク実験結果を用いることによりモックアップ実験の補完する有望な手段であると結論できる。

論文

Development of 3-D detailed FBR core calculation method based on method of characteristics

竹田 敏一*; 今井 秀樹*; 北田 孝典*; 西 裕士; 石橋 淳一; 北野 彰洋

Proceedings of International Topical Meeting on Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications (M&C 2005) (CD-ROM), 12 Pages, 2005/09

燃料集合体の非均質性を考慮した詳細3次元輸送計算手法の開発を進めている。3次元化は、2次元キャラクタリスティクス法(MOC法)とノード法輸送計算にて行われる。本検討では、MOC法での反応率保存法にて均質実効断面積を作成し、3次元輸送計算を行った。モンテカルロ法との比較により、微小領域での反応率を精度良く計算できることを確認した。

論文

Preliminary evaluation of reduction of prediction error in breeding light water reactor core performance

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 松岡 正悟*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05

MOX燃料稠密格子水冷却炉心用に実施したFCA臨界実験を活用して、バイアス因子法に基づき、水冷却増殖炉実機炉心性能の予測誤差の低減を予備的に評価した。k$$_{eff}$$に対する予測誤差は、FCA-XV-2(65V)炉心の結果を用いることにより、0.62%から0.39%に減少した。$$^{238}$$U捕獲対$$^{239}$$Pu核分裂反応率比については、実機の上部炉心及び上部ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(95V)炉心及びFCA-XV-2(95V)炉心が適し、実機の下部炉心及び中間ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(65V)炉心及びFCA-XV-2(65V)炉心が適していることがわかった。

論文

Analysis of benchmark results for reactor physics of LWR next generation fuels

北田 孝典*; 奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04

UO$$_{2}$$及びMOX燃料を使用して70GWd/t以上の高燃焼度を狙った軽水炉次世代燃料に対する燃焼計算ベンチマークを行った。多数のベンチマーク参加者から提出された燃焼計算結果に基づき、軽水炉次世代燃料に対する炉物理パラメータの計算精度を確認するとともに、計算結果の詳細な差異要因の分析を行った。さらに、計算結果の差異を低減するために今後必要となる実験や課題を提案した。

論文

Update status of benchmark activity for reactor physics study of LWR next generation fuels

宇根崎 博信*; 奥村 啓介; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Transactions of the American Nuclear Society, 88, p.436 - 438, 2003/06

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO$$_{2}$$あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5wt.%といった現行軽水炉に対する規制を超える燃料のことを言う。これまでに12の機関がベンチマークに参加しており、異なるコードと核データライブラリを用いた格子燃焼計算結果の比較から、解析精度の現状と今後の検討課題が明らかにされた。

論文

3D Transport Theory Method Based on MOC for Analyzing Integral Dta of Transmutation

竹田 敏一*; 浜田 譲*; 北田 孝典*; 西 裕士; 石橋 淳一; 北野 彰洋

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Energy and Fuel Cycle Systems (GLOBAL 2003) (CD-ROM), p.1005 - 1010, 2003/00

燃料集合体の非均質性を考慮した3次元輸送計算方法として、Characteristics法を導入した計算手法の開発を進めている.本研究では、計算時間・メモリ容量の制約から、軸方向に対してはノード法による輸送計算を行ない、径方向については2次元Characteristics法を適用することで3次元化を図ることを目指す。今回はその前段階として、FBR部分炉心を対象に2次元Characteristics法とモンテカルロ法との計算結果を比較し、高速炉体系への2次元計算の適用性について検証した。計算結果より、両者はよく一致し、2次元Characteristics法の適用性を確認した。

論文

Benchmark results of burn-up calculation for LWR next generation fuels

奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO$$_{2}$$あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5%などといった現在の日本の燃料規制を超える核分裂性富化度を想定している。12の機関が異なるコードとデータを使用してベンチマーク問題の解析を行い、提出された結果を比較した。その結果、現在のデータと手法による解析精度の現状と今後検討すべき課題が明らかとなった。

報告書

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究(2)

竹田 敏一*; 田川 明広*; 丸山 学*; 北田 孝典*; 山本 敏久*

JNC-TJ9400 2001-009, 239 Pages, 2001/02

JNC-TJ9400-2001-009.pdf:8.71MB

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第一部 高速炉心の中性子スペクトルの共分散誤差とバイアス補正による計算精度向上の検討高速実験炉「常陽」で用いられている中性子スペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトルのバイアス補正ファクターと共分散を物理的で定量的に評価するとともに、各バイアス補正ファクターと共分散を積み上げることで、より合理的な初期推定スペクトルとその誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトルの共分散は相対的に小さく、バイアス補正を考慮することで小さな誤差でも十分精度良く評価できることがわかった。第2部 モンテカルロ法によるガス冷却高速炉の中性子流の評価Heガス冷却高速炉用の異方性拡散係数をモンテカルロ法で求める手法の検討の一環として、モンテカルロ法で中性子流を評価できるようにタリー機能を追加し、非均質な体系での中性子流の評価を行った。非均質体系では均質体系に比べて炉心からの漏れは大きく、特に低エネルギー側で顕著であることが分かった。また、体系計算形状と拡散・輸送計算の違いによる中性子漏れの検討を行った。各効果を併せると、高エネルギー側では計算手法の差による影響が支配的で中性子流を大きく見積もり、低エネルギー側では非均質効果が支配的で中性子流を小さく見積もる結果となった。第3部 減速材を用いた核変換の解析手法の検討高速炉での超寿命FP核種などの変換効率を高めるために検討されている、減速材付きターゲット集合体の解析を精度よく行える手法を検討した。モンテカルロ法と類似した計算方法に基づき、3次元体系で非均質体系を直接扱うことができるCharacteristics法が最も有望であるとの結論を得た。また、マルチバンド法とCharacteristics法を組み合わせた決定論的手法について、計算の高速化・高精度化に必要な技術について考察を行った。

報告書

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究

山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広*; 丸山 学*; 竹田 敏一*

JNC-TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。

報告書

高速炉核特性の数値解析手法の改良(IV)

竹田 敏一*; 山本 敏久*; 北田 孝典*

JNC-TJ9400 99-002, 171 Pages, 1999/03

JNC-TJ9400-99-002.pdf:4.44MB

高速炉核特性の数値解析手法の改良の一環として、以下の3件に関する研究を実施した。第1部 ブランケット領域での反応率計算法の改良断面積の詳細エネルギー群構造から直接にバンドパラメータを計算する手法(詳細エネルギー評価法)を用い、バンド間散乱を含めた詳細な中性子バランス式を解く方法を確立した。また、マルチバンド法の効果を方向依存ミクロ断面積の形で従来のSn法に組み入れる方法を示した。本手法を「もんじゅ」の反応率分布計算に本手法を適用した結果、ブランケットでの反応率分布の最大増加量は、U-238capで10%、Pu-239fisで12%、U-235fisで12%、U-238fisで1%となった。また、方向依存ミクロ断面積を使用する効果は小さく、ほとんどがミクロ断面積の絶対値が変化する効果であることがわかった。第2部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良モンテカルロ法で摂動を取り扱う手法である、相関サンプリング法と導関数演算子サンプリング法を用いて、非常に大きな密度摂動を伴う場合について検証計算を行った。この結果、導関数演算子サンプリング法については、現状の1次微分項までの展開では不十分で、2次以上の項を考慮する必要があることがわかった。また、摂動に伴う随伴中性子束のエネルギー、空間分布の変化を考慮する手法について理論的検討を行ない、厳密摂動理論に基づく計算式を導き出した。第3部 高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速炉の核特性解析精度の向上のために使用されている断面積調整法とドジメトリー解析で使用されているunfolding法とを理論的に比較し、両者の特徴を明らかにした。両者の特徴を生かした改良法として、断面積誤差による中性子スペクトルへの影響を取り入れたunfolding法、および中性子スペクトルのunfoldingを取り入れた断面積調整法についての理論的検討を行った。

報告書

高速炉核特性の数値解析手法の改良(III)

竹田 敏一*; 北田 孝典*; 山本 敏久*; 片木 洋介*

PNC-TJ9605 98-001, 267 Pages, 1998/03

PNC-TJ9605-98-001.pdf:11.65MB

高速炉核特性の数値解析手法の改良として、マルチバンド法、摂動モンテカルロ法、輸送ノード法に関連する研究を行った。本報告書は以下の3部に分かれている。第1部 マルチバンド法による反応率計算法の改良マルチバンド法を用いて、ブランケット領域の反応率分布を詳細に評価する手法を検討した。フィッティング法によって作成した3バンドパラメータを用いて、U-238捕獲反応、U-235核分裂反応、Pu-239核分裂反応、U-238核分裂反応の反応率分布を解析した。対象核種としては、構造核種である鉄、ニッケル、クロム、およびナトリウムの4核種とした。マルチバンド法を用いることにより、いずれの反応率もブランケット深部で反応が増大する方向に補正され、補正量は最大で5%に達した。この結果は、従来の解析手法による実験値とのずれを改善する方向である。またこの補正量は、マルチバンド法におけるバンド間の散乱の取り扱いによって大幅に異なることがわかった。従来のフィッティング法の問題点を解決するべく、直接的なマルチバンドパラメータの作成法の検討も行った。第2部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法による摂動計算理論の検討及び、計算コードの作成を行った。昨年度までに使用していた相関サンプリング法だけでなく、導関数演算子サンプリング法でも計算できる、連続エネルギー摂動モンテカルロ計算コードを作成した。作成した計算コードを用いて「もんじゅ」炉心を対象とした計算を行い、参照解と比較検討した。「もんじゅ」にGEMまたは模擬燃料集合体を装荷した体系で、それらの集合体内のナトリウム密度を変化させた摂動、また制御棒全引き抜き体系で体系内のナトリウム密度を一様に変化させた摂動にともなう固有値の変化を調べた。ナトリウム密度の変化が小さい場合には、相関サンプリング法と導関数演算子サンプリング法のどちらの手法でも良好な結果を得ることができた。しかしながら、密度変化が大きい場合には、相関サンプリング法では妥当な結果を得ることができなかったが、導関数演算子サンプリング法では、そのような大きな密度摂動の場合でも良好な結果を得ることができることがわかった。第3部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良集合体(ノード)内平均中性子束及びノード境界の中性子束から、集合体出力分布を評価する手法を、輸送理論に基づき導出し

報告書

高速炉核特性の数値解析手法の改良(II)

竹田 敏一*; 木本 達也*; 北田 孝典*; 片木 洋介*

PNC-TJ9605 97-001, 100 Pages, 1997/03

PNC-TJ9605-97-001.pdf:2.82MB

本報告書は次の2部と付録から構成されている。第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良付録 高速炉におけるドップラー反応度解析のためのU238サンプルの実効断面積第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法の理論式の検討を行い、その後摂動モンテカルロ法の計算コードへの導入を行った。同じヒストリー数の計算を行ったところ、摂動モンテカルロ計算コードでの計算時間は、通常のモンテカルロ計算の1$$sim$$2割程度の増加であった。作成した摂動モンテカルロ計算コードを用いて行った試計算結果は概ね妥当であり、また偏差も十分に小さいことから、摂動モンテカルロ法の有効性が示された。 しかしながら、得られた摂動前後の固有値の差が評価手法により、正や負になる場合があること、また、摂動による中性子源分布の変化を考慮しない従来手法と、摂動による中性子源分布の変化を考慮する新手法の間で、計算結果に有為な差が見られないことから、さらに摂動モンテカルロ計算コードに対して検討を加える必要がある。第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良ノード法を用いた六角-Z体系用輸送計算コード「NSHEX」は、高速炉の炉心計算において非常に精度のよい評価を得ることがこれまでの研究で確かめられてきた。しかし非均質性の高い炉心においてややその精度が劣ることがわかっている。その原因として、ノード内空間分布を求める際用いる横方向もれの評価法が挙げられる。径方向スイープ時における、集合体からの径方向もれ分布を得るためには各ノード頂点中性子束を評価する必要がある。従来法では、その頂点の周囲のノード境界平均中性子束を用いている。新手法においては、その頂点近傍の中性子束分布を、いくつかの寄与が大きいと考えられるノード、およびノード境界の中性子束をパラメータとしてx,u 2次式で評価し、その分布式より頂点中性子束を算出している。以上の手法を用い、NEACRP 3D NEUTRON TRANSPORT BENCHMARKSの小型高速炉モデル、および実機「もんじゅ」体系を用いて検討計算を行った。その結果実効増倍率においては、多群モンテカルロ法によるGMVPに対して、どの手法もほぼ0.1%以内に一致する。各領域の中性子束も、数%以内に一致したものの、制御棒の挿入された体

報告書

「常陽」照射MA試料の測定結果を用いたMAの燃焼解析法精度評価 -先行基礎工学分野に関する平成7年度報告書-

横山 賢治*; 竹田 敏一*; 山本 敏久; 北田 孝典; 青山 卓史

PNC-TN9410 96-265, 64 Pages, 1996/05

PNC-TN9410-96-265.pdf:3.09MB

マイナーアクチニド(MA)の燃焼に関する研究の一環として、MAの代表核種である237Npについて、高速実験炉「常陽」で照射された237Np試料の測定結果に基づき燃焼解析法の精度評価を行った。解析方法として、燃焼計算にはORIGEN2を用い、中性子束分布計算には従来から用いられている「常陽」炉心管理コードMAGI、3次元拡散計算コードCITATIONに加えて、照射集合体の内部構造を詳細に取り扱うため連続エネルギーモンテカルロコードMVPを導入した。また、ドシメータの反応率からアンフォールディングした中性子束も用い、これらを用いて計算した237Np変換率を比較した。MVPの計算結果の比較により、今回の解析対象集合体では、集合体内部構造の非均質効果が237Npの燃焼計算に与える影響は小さいことがわかった。MAGI、CITATIONの中性子束を用いた237Np変換率の計算は、中性子捕獲、核分裂反応ともに測定値を約30%過大評価した。また、アンフォールディングした中性子束を用いた場合でも測定値より約12$$sim$$20%大きかった。この原因として、MAGI、CITATIONの中性子束計算法の他にアンフォールディングによる中性子束の誤差や237Np変換率の測定誤差についても検討する必要があることがわかった。本研究により、237Np燃焼特性の解析精度を向上させる上での問題点を摘出した。

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