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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。
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U-HO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。
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。
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。
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
UOF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。
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。
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()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。/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/l比から求めた混合炉心の/l比は実験を極めて良く再現した。
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。