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論文

Measurement and analysis of neutron and $$gamma$$-ray doses on criticality accidents of low-enriched uranyl nitrate solution using tissue-equivalent dosimeters at the TRACY facility

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 三好 慶典; 空増 昇*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/05

商用核燃料再処理工場の安全性評価研究に資するため、原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて、溶液系臨界事故時の線量評価実験を行った。本実験では、燃料に10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、反応度添加条件を変えて運転を行った。線量計には、中性子または$$gamma$$線に対し、人体筋肉組織とほぼ等価な感度を有するアラニン線量計と四ホウ酸チリウム熱蛍光線量計を用いた。また、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4BとMVPのそれぞれを用い、実験解析計算を行った。線量測定の結果、中性子及び$$gamma$$線量とも、反応度添加条件によらず、放出エネルギー(核分裂数)に比例することが確認された。また、その空間分布も変わらないことから、両線量計を用いた臨界事故時被曝線量評価に見通しが得られた。一方、解析計算では、計算値は測定値と30%以内で一致し、両計算コードの妥当性が示された。

論文

APPLICABILITY OF THE 3D TRANSPORT CODE TORT THE SHIELDING ANALYSIS OF THE REACTOR CAVITY SHIELDING FLOOR IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

佐々木 研治; 宇佐美 晋; 横堀 仁*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2000), 0 Pages, 2000/00

もんじゅは、従来2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉心回りの中性子束評価を実施した。しかし、原子炉上部方向及び1次主冷却室への中性子のストリーミングを防止するために設置した中間床しゃへい体は種々の貫通部及び切欠部が存在し、非常に複雑な形状をしているため、しゃへい性能を精度良く評価するためには中間床しゃへい体を3次元で取り扱う必要がある。このため、3次元輸送計算コードTORTを使用して、中間床しゃへい体を3次元にモデル化して中性子束を精度良く評価できるかどうか検討した。検討の結果、中間床しゃへい体種々の貫通部及び切欠部からの中性子ストリーミングが精度良く評価できる見通しが得られた。なお、ペーパーはPDFファイルのFORMATで提出するよう要求があったので、本次葉に示すPDFファイルのFORMAT形式で作成した。

論文

Analyses of the JUPITER Fast Reactor Experiments using the ERANOS and JNC Code Systems

杉野 和輝

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2000), 0 Pages, 2000/00

欧州炉物理解析システムERANOSを用いて、これまで日本で解析実績が豊富にあるJUPITER臨界実験解析を行った。本解析は、サイクル機構のシステムにより得られた結果との比較検討、ERANOSシステムの検証計算に非常に有用である。解析対象として形状が最も単純であり、かつ多数の実験が行われたZPPR-9を中心に、内部ブランケットを有し、一般に解析が困難であるZPPR-13Aを選択した。解析の結果、ERANOSとサイクル機構の計算結果の一致は概して良いが、ERANOSの結果では、サイクル機構の結果に見られたブランケット領域における反応率の過小評価が見られず、その主な理由は、格子計算における詳細なエネルギー群構造による取扱いであることが分かった。

論文

Evaluation of perturbation effect due to fission-source change in eigenvalue problems by Monte Carlo methods

長家 康展; 森 貴正

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), p.13 - 0, 2000/00

複数のモンテカルロ計算の結果より原子炉パラメータの微小摂動量を求めるのは非常に困難であり、古くから相関サンプリング法、微分演算子サンプリング法等が用いられている。特に固有値問題では核分裂源分布も摂動により変化するので、核分裂源の摂動量も評価する必要があり、実効増倍率の摂動量を精度よく求めることは難しい。相関サンプリング法では中川等、北田等により核分裂源の変化による摂動量を評価する方法が提案されている。本研究では微分演算子サンプリング法における核分裂源の摂動量を評価する式を導出し、簡単な体系でその精度を検証した。その結果、相関サンプリング法、微分演算子サンプリング法とも核分裂源の変化による摂動量を考慮すると直接計算の結果とよく一致し、分散は両方法とも核分裂源の変化による摂動量の分散が支配的になるが、若干微分演算子サンプリング法の方がよいことがわかった。

論文

ORLIBJ32: The Set of new libraries of ORIGEN2 code based on JENDL-3.2

須山 賢也; 片倉 純一; 大川 内靖*; 石川 眞*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), p.20 - 0, 2000/00

日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2に基づいた、ORIGEN2コードのための新ライブラリORLIBJ32が開発された。そのライブラリ一群断面積だけではなく、燃焼度依存アクチノイド断面積や、崩壊及び核分裂収率データを含んでいる。そのライブラリの主な目的は、軽水炉の場合には全燃料集合体にわたって平均化した同位体組成を求めることであり、FBRの場合には、炉心全体にわたった平均組成を得ることである。作成目的の燃料集合体はPWR17$$times$$17燃料集合体であり、BWRの場合には、8$$times$$8あるいは9$$times$$9燃料である。FBRの場合の目的の炉心とブランケットは、いくつかの考えられている規格から選択された。LWR燃料の評価は、日本原子力研究所で行われた照射後試験の解析によって行われた。その評価によると、多くの同位体の計算値が向上していることが示されている。FBRライブラリの評価は、新旧のFBRライブラリ間の比較によって行われた。いくつかの同位体の計算された重さは大きな差を示している。この比較は、計算された結果の差が目的とする系の中性子スペクトルに依存していることを示している。

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