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杉野 和輝; 岩井 武彦*
Proceedings of American Nuclear Society Topical Meeting on Physics of Reactors (PHYSOR 2006) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/09
国内の高速炉用詳細解析手法を用いて「もんじゅ」炉物理性能試験解析を行った。また、炉定数調整法を用いて「もんじゅ」積分実験情報のFBR用核設計基本データベースへの適用性評価を行った。検討の結果、「もんじゅ」積分実験情報はFBR用核設計基本データベースの拡充の観点から非常に有用であることがわかった。また、拡充したデータベースを用いることにより「もんじゅ」の核特性評価精度が大幅に改善される可能性のあることがわかった。
羽様 平; 庄野 彰*; 横山 賢治
Proceedings of American Nuclear Society Topical Meeting on Physics of Reactors (PHYSOR 2006) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/09
「常陽」MK-I,重水臨界実験装置(DCA)で実施された炉物理実験を詳細評価し、ベンチマークデータとしてOECD/NEAの国際炉物理ベンチマーク実験(IRPhE: International Reactor Physics Benchmark Experiments)プロジェクトに登録した。ノミナル値の再評価だけでなく、幾何形状や組成など考え得る要因をすべて考慮した詳細な誤差評価を実施した。「常陽」MK-Iデータの評価では、臨界性,制御棒価値,ボイド反応度,燃料置換反応度,等温温度係数について再評価した。特に、反応度評価の鍵となる制御棒反応度価値については、干渉を効果を含めて詳細に解析した。世界的にも数少ない実機でのデータであり、高速炉設計の基盤データとして有用である。DCAデータの評価では、1.2%U燃料炉心で測定された臨界性,
U熱外中性子捕獲反応率比,集合体内の熱中性子反応率比を評価した。データは集合体ピッチ2種類,冷却材ボイド反応率4種類の組合せでできる8体系について系統的に整理されており、核データの検証に有用である。
Roque, B.*; Gregg, R.*; Kilger, R.*; Laugier, F.*; Marimbeau, P.*; Ranta-Aho, A.*; Riffard, C.*; 須山 賢也; Thro, J. F.*; Yudkevich, M.*; et al.
Proceedings of American Nuclear Society Topical Meeting on Physics of Reactors (PHYSOR 2006) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/09
UOx燃料の核燃料サイクルのための燃焼計算国際相互比較第1フェーズの結果を、本論文で述べる。このベンチマーク問題は、経済協力開発機構・原子力機関(OECD/NEA)の原子炉システムにおける科学的問題についてのワーキングパーティー(WPRS)で決められた。本ベンチマークの目的は、核燃料サイクルにとって重要な同位体とその物理量についての研究を行うことである。参加者間で、多数の同位体の組成計算結果は良い一致をみせた。しかし、燃料中の不純物から生成される放射化物の計算結果の一致は悪かった。また、中性子放出率については若干の不一致がみられたが、これは中性子放出に関係する同位体量の計算結果の差に起因する。全崩壊熱計算結果については良い一致が示された。
吉川 崇倫*; 岩崎 智彦*; 和田 康太郎*; 須山 賢也
Proceedings of American Nuclear Society Topical Meeting on Physics of Reactors (PHYSOR 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/09
再処理,ガラス固化、そして地層処分の手順を調べるために、PWR及びBWRの高燃焼度及びMOX燃料の正確な燃焼計算がSWAT及びSWAT2コードによって行われた。SWAT及びSWAT2は、燃焼計算コードORIGEN2とSRAC(衝突確率法に基づく)又はMVP(連続エネルギモンテカルロコード)を組合せた統合化燃焼計算コードシステムである。高燃焼度化とMOX燃料の導入によって発熱量とMo及びPt濃度が増大し、ガラス固化及び地層処分の現在の手順にも影響を与えることがわかった。SWAT2による計算は、BWR燃料において、特にそのMOX燃料におけるこれらの効果を議論するためには、集合体計算が必要であることを示している。
柴田 恵一; 中川 庸雄; 岩本 修; 市原 晃; 岩本 信之; 国枝 賢; 深堀 智生; 大塚 直彦; 片倉 純一
Proceedings of American Nuclear Society Topical Meeting on Physics of Reactors (PHYSOR 2006) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/09
旧日本原子力研究所シグマ研究委員会の協力のもとに、JENDL汎用ファイルの第1版を公開してから約30年が経過した。ユーザーからの要望に応えるべく、ライブラリーの更新を行ってきた。最新版JENDL-3.3はいろいろな分野で使われており、その信頼度の高さには定評がある。われわれは現在、原子力機構の中期計画として新ライブラリーであるJENDL-4の作成を行っている。そのために、核反応モデルコードの開発を行った。また、低エネルギー断面積を決定する分離共鳴パラメータを再検討し、最新の測定値を用いてパラメータを更新した。FP領域では、高エネルギーの断面積評価のためにチャネル結合光学模型パラメータの導出を行った。一方、MAでは核分裂及び中性子捕獲断面積を評価した。共分散(誤差)に関しては、MA核種を中心に評価を実施している。
関根 隆; David, W.*; 青山 卓史
no journal, ,
高度化した「常陽」MK-III炉心の中性子束
出力分布評価精度の向上及びMK-III炉心用に開発した炉心管理コードシステムHESTIAの解析精度の検証を目的として、モンテカルロ計算コードMCNPによる詳細解析を行い、HESTIAとの比較を行った。MCNPの計算にあたっては、遅発
線等の影響を別途補正して出力分布を評価するとともに、核データライブラリーの違いによる影響を検証するためENDF/B-VI, JENDL-3.2, 3.3を使用した計算をそれぞれ実施した。その結果、MCNPとHESTIAで評価した燃料集合体装荷位置での中性子束及び発熱分布が、
2%以内で一致することを確認した。