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論文

Boundary element method for criticality safety analyses

板垣 正文

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, 1, p.6.25 - 6.31, 1995/00

境界要素法は不規則または複雑な幾何形状を持つ体系の臨界問題に適用した場合に真価を発揮する。境界要素法では体系の境界のみを離散化し、領域内部をメッシュ分割しないので入力データの作成のみならず修正が容易であり、パラメータサーベイに向いた計算法である。中性子拡散方程式に対応する境界積分方程式には元々、核分裂中性子源に起因する領域積分が含まれるが、最近の多重相反法という新しい考え方を導入することによって等価な境界積分に変換できるようになった。また、中性子源反復計算の過程で実効増倍率そのものも境界積分だけを使って計算する方法が考案された。これらの研究成果により領域のメッシュ分割が全く不要となり、境界要素の持つ本来の利点が最大限に活かせるようになった。主に2次元問題における数値技法、テスト計算を中心に議論を進めるとともに、研究進展中の3次元境界要素法にも触れる。

論文

Supplements to the Nuclear Criticality safety Handbook of Japan

奥野 浩; 小室 雄一; 中島 健; 野村 靖; 内藤 俶孝

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.61 - 2.65, 1995/00

1988年に公開された日本の臨界安全ハンドブックに対する改訂準備資料の公開準備を現在進めており、その概要を特に改訂準備の活動成果を中心に紹介する。安全裕度確保の方法、均質と見なしてよい燃料粒径を決める方法、燃焼燃料の未臨界質量データ及び溶解槽モデルの臨界安全解析を含んでいる。臨界データ(例:裸の均質$$^{235}$$U-H$$_{2}$$O球の臨界質量)やモデル化する際の基準データ(例:中性子孤立化のためのコンクリート壁の厚さ)を様々なハンドブックあるいは手引書の間で比較している。それらの間にある差異を解消するために国際的な活動が提案されている。

論文

Exponential experiments of PWR spent fuel assemblies for acquiring subcriticality benchmarks usable in burnup credit evaluations

須崎 武則; 黒澤 正義; 広瀬 秀幸; 山本 俊弘; 中島 健; 金井塚 文雄; 小林 岩夫*; 金子 俊幸*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.1B.11 - 1B.18, 1995/00

バーンアップクレジットを用いた使用済燃料の臨界安全管理を可能とするには、臨界安全評価に用いる計算手法の精度を確認するためのベンチマーク実験データが必要である。しかしながら、適切なデータは世界的にも皆無に近い状況である。原研燃料試験施設プールにおいて、PWR使用済燃料集合体2体に対して指数実験を行い、未臨界度に関する実験データを取得した。燃料組成を、照射後試験データ、運転管理データ、ORIGEN2による燃焼計算の三者を組合わせることにより推定し、それを用いて臨界計算を行ったところ、実験値を良い精度で再現した。このことから、既存の計算手法は使用済燃料に対しても妥当な精度を有すると考えられるが、さらなる精度向上を図るためには、核分裂生成物核種の含有量を測定する等の新たな努力が必要である。

論文

Isotopic composition of spent fuels for criticality safety evaluation and isotopic composition database (SFCOMPO)

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.11 - 2.15, 1995/00

使用済燃料の核種組成の燃焼度依存性を把握するため、多くの使用済燃料分析データが精密に調べられ、これらのデータが検索しやすいような核種組成データベース(SFCOMPO)が作られた。一方、これらのデータを用いて使用済燃料の燃焼特性が研究され、日本において臨界安全評価用U、Pu組成が推奨されるに到っている。この推奨値は、これを用いた臨界計算の実効増倍率が実際の値より高くなるよう決められた。このことを確認するため、推奨値及びORIGEN2計算による核種組成を用いて、PWR使用済燃料1体の臨界計算をMCNPで行った。

論文

Space-dependent kinetics analysis of a hypothetical array criticality accident involving units of aqueous uranyl fluoride

山本 俊弘; R.W.Brewer*; M.W.Waddell*; B.Basoglu*; C.L.Bentley*; M.E.Dunn*; S.Goluoglu*; A.D.Wilkinson*; H.L.Dodds*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.19 - 10.24, 1995/00

UO$$_{2}$$F$$_{2}$$を含む六つまたは七つの容器の配列系に対して、臨界事故解析を、空間依存性を考慮した場合としない場合とについて行った。核計算はPADコードのモデルを、熱水力計算はSKINATH-ARのモデルを利用して新たなコードを開発した。一点炉近似と空間依存計算との結果より、七つの容器の配列系では、空間依存性が大きいことがわかった。また、確率論/決定論的、三次元輸送過渡解析コードTDKENOを同問題に対して予備的な適用を行った。TDKENOで計算する出力履歴に対する「反応度計算」の間隔の影響について調べた。

論文

Simplified evaluation models for total fission number in a criticality accident

野村 靖; 奥野 浩

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.11.25 - 11.28, 1995/00

核燃料の再処理、貯蔵及び輸送に関する安全評価では、臨界事故を想定したときの全核分裂数推定値を基に、従事者の被曝及び公衆の内部被曝を評価する。本発表では、核燃料取扱施設で遭遇することの多い燃料溶液体系及び燃料棒-水体系で想定される臨界事故の全核分裂数を安全側に見積ることのできる簡易評価式を導いたので、その結果を述べる。

論文

Measurement and analysis of the criticality and $$beta$$$$_{eff}$$/l in U-Pu mixed cores

中島 健; 須崎 武則; 小林 岩夫*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.7.36 - 7.41, 1995/00

軽水減速U-Pu混合炉心の臨界量及び実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)の即発中性子寿命(l)に対する比を測定した。この実験では、Pu領域寸法の異なる4種類の炉心を構成した。臨界量データとしては、臨界水位を測定した。$$beta$$$$_{eff}$$/l比は、パルス中性子法により求めた。SRACコードシステムとJENDL-3.2ライブラリを用いた計算は過小評価の傾向を示しているが、両者の値とも実験と良い一致を示した。各領域の出力の2乗を重みとして、U及びPu炉心の$$beta$$$$_{eff}$$/l比から求めた混合炉心の$$beta$$$$_{eff}$$/l比は実験を極めて良く再現した。

論文

New critical facilities toward their first criticality, STACY and TRACY in NUCEF

外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00

定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。

論文

Improvement of JACS code system

小室 雄一; 内藤 俶孝; 野村 靖; 塩田 雅之*

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.IV-36 - IV-44, 1991/00

我国の最新の核データJENDL-3を原典とする新しい多群定数ライブラリーMGCL-J3を作成した。モンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENOに三角格子配列体系処理機能及び解析的な中性子散乱取扱機能を付加して、MULTI-KENO-IIを作成した。これらのライブラリー及びコードを用いてUO$$_{2}$$F$$_{2}$$水溶液臨界実験体系を解析したところ、従来のライブラリー及びコードによる場合よりもより精度の高い解析結果を得た。この改善の要因は、両ライブラリーにおけるルジャンドル展開次数及び$$^{235}$$Uの熱群における平均核分裂中性子放出数$$nu$$の違い、及びMULTI-KENO-IIにおける高級な中性子の散乱の取扱いにある。

論文

Application of KENO-IV code to calculation of kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/l

片倉 純一; 塩田 雅之*; 内藤 俶孝

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.II-19 - II-23, 1991/00

モンテカルロコードKENO-IVを動特性パラメータ実効遅発中性子分率/lの計算に適用した。実効遅発中性子分率値は体系中の核分裂性核種の遅発中性子割合の平均値と、遅発中性子による実効増倍率の実効増倍係数に対する割合とを用いて計算した。l値についてはKENO-IVコードで計算されるgeneration timeを用いた。計算結果をUO$$_{2}$$及びPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子体系とUF$$_{4}$$-パラフィン体系での測定値と比較した。計算値は測定値の$$pm$$10%以内に入った。

論文

Effect of fuel burnup distribution on criticality safety

高野 誠; 増川 史洋

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.II-107 - II-112, 1991/00

使用済燃料棒体系では、臨界解析の際に燃料棒軸方向の燃焼度分布に注目する必要がある。これは、燃料棒中央部に比べ両端部の燃焼度が小さいためである。本報では、燃焼度分布を詳細に考慮するため燃料棒軸方向を20領域に分割した計算モデルにより、燃焼度分布の効果をKENO-IVにより評価した。解析により、使用済燃料棒体系の臨界解析では燃焼度分布を十分考慮に入れる必要があり、燃料棒両端部の燃焼度分布を正確に把握することも重要であることがわかった。さらに、平均燃焼度が小さい時には分布を無視した場合、燃焼度が大きい時には分布を考慮した場合に、それぞれ中性子増倍率が大きくなることもわかった。

論文

Preparations for revising the criticality safety handbook of Japan

奥野 浩; 小室 雄一; 内藤 俶孝

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.III-38 - III-43, 1991/00

日本原子力研究所では1988年に科学技術庁によって発行された日本初の臨界安全ハンドブックの改訂及び補追作業を行っている。この作業は仁科教授を主査とする作業グループの意見を反映する形で行われている。改訂版では反応度効果をより精細に取扱い、化学プロセスデータや事故評価データを加える予定である。改訂版に含まれる予定の2つの項目-燃料粒径の効果及び部分反射体の効果についてこの論文では述べる。

論文

STACY and TRACY: Nuclear criticality experiments facilities under construction

小林 岩夫; 竹下 功; 柳澤 宏司; 辻野 毅

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.I-9 - I-18, 1991/00

日本原子力研究所では、核燃料サイクルバックエンドに必須な安全性に関する研究を進めるため、「燃料サイクル安全工学研究施設」を建設中である。同施設においては、a.臨界安全性に関する研究、b.高度化再処理プロセスに関する研究、c.TRU廃棄物の安全管理技術に関する研究、を行う予定である。ここでは、軽水炉燃料サイクルの再処理に関する臨界安全性の研究を行うため、二基の臨界実験装置STACYとTRACYを建設している。STACYは定常臨界実験装置と称し、ウラン、プルトニウム及びそれらの混合溶液に関する臨界条件について実験する装置であり、TRACYは過渡臨界実験装置と称し、溶液状ウランによる臨界事故現象を究明する装置である。本論文ではこれらの装置の建設情況と研究計画について記載している。

論文

Nuclear criticality safety design of STACY and TRACY; Two criticality experiments facilities

柳澤 宏司; 竹下 功; 三好 慶典; 杉川 進; 須崎 武則; 館盛 勝一

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 2, p.V-65 - V-72, 1991/00

現在原研で建設・整備を進めているNUCEFには、STACY、TRACYと呼ばれる二基の臨界実験装置が設置される。これらの臨界実験装置では硝酸ウラン及び硝酸プルトニウムの溶液燃料を使用するため、これを実験目的に合わせて調製するための核燃料取扱設備を有する。核燃料取扱設備は、再処理施設と同様な6つの工程から構成され、燃料の溶解、濃縮、混合、精製等を行う。本論文では、核燃料取扱設備の臨界安全設計について、その基本方針と設計例について示した。

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