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奥野 浩; 須山 賢也; 奥田 泰久*; 吉山 弘*; 三好 慶典
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.140 - 143, 2007/05
原子力委員会新計画策定会議技術検討小委員会において直接処分に使用するキャニスタ(処分容器)の構造材又は燃料収納部が流出するシナリオでの予備的臨界評価が実施され、キャニスタ等の形状が変化しない場合の臨界安全評価は課題とされた。このため、(1)PWR用UO
燃料(初期濃縮度4.1wt%)使用済燃料4体収納キャニスタ及び(2)PWR用MOX燃料(初期富化度10wt%)使用済燃料4体収納キャニスタを燃料集合体の崩落がないとして1000年間地中に貯蔵する場合の予備的な臨界安全評価を行った。「燃焼度クレジット導入ガイド原案」に基本的に基づいて選択したアクチニド10核種の組成をSWATコードシステムで算出し、その組成に基づきMVPコードで臨界計算したところ、中性子増倍率が0.9を下回る結果を得た。今後考慮すべき事項を最後にまとめた。
奥野 浩; 吉山 弘; 三好 慶典
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(11), p.1406 - 1413, 2006/11
被引用回数：1 パーセンタイル：9.98(Nuclear Science & Technology)「臨界安全ハンドブック」の参考データとして添付された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂のため、単一ユニットの臨界条件データを均質ウラン物質の6種類の化学形態について計算した。計算された臨界条件データは、質量,球体積,無限長円柱直径,無限平板厚さの推定臨界値及び推定臨界下限値で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価で遭遇するウラン物質の典型的な6種類の化学形態についてのものである。化学形態はU-HO, UO-HO, UOF水溶液,UO(NO
)水溶液,ADU-HO及びUF
-HFであり、このうち、U-HO及びUF-HFは「データ集」には含まれていなかった。計算は連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2を用いて行われた。従来の計算結果及びドイツの臨界ハンドブックとの比較も行った。文献値及び以前の計算結果との比較により、値及び計算精度についても議論した。
奥野 浩; 高田 友幸; 吉山 弘; 三好 慶典
JAEA-Data/Code 2005-001, 117 Pages, 2005/11
JAEA-Data-Code-2005-001.pdf:9.37MB
燃料棒配列が燃料溶液中に存在するいわゆる溶解槽模擬体系に対し、現在、日本で臨界安全評価に使用されている典型的な臨界計算コードMCNP, MVP, SCALE, JACSを対象にベンチマーク解析を行った。ベンチマーク解析には、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに記載されている日本原子力研究所の低濃縮ウラン非均質炉心の1評価5臨界点の臨界実験体系及び米国バッテル・パシフィック・ノースウェスト研究所のウラン・プルトニウム混合系非均質炉心の2評価16臨界点の臨界実験体系を用いた。解析の結果、中性子増倍率の最低値は、MCNP, MVP, SCALE, JACSそれぞれに対して0.993, 0.990, 0.993, 0.972となり、最大許容増倍率0.95を2%から4%上回った。
渡辺 庄一; 外池 幸太郎; 吉山 弘; 山本 俊弘; 井澤 一彦; 三好 慶典
no journal, ,
再処理施設の使用済燃料溶解時を模擬したSTACYの臨界体系として、PWR用寸法仕様相当の5wt%濃縮度の棒状燃料集合体(正方格子ピッチ1.5cm)を6wt%濃縮度の濃縮度ウラン硝酸水溶液で満たした体系において、核分裂生成物の模擬元素サマリウムを添加した場合の臨界量を測定するとともに、添加物の反応度効果を評価した。
