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杉野 弘幸; 須山 賢也; 奥野 浩
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.144 - 150, 2007/05
使用済燃料の同位体組成を良い精度で計算することは、燃料サイクル施設の臨界安全を評価するために重要である。燃焼計算のためには、燃焼度はPIEサンプルの照射線量を定義するために用いられている。燃焼計算コードと核データライブラリが継続して見直されてきているため、最新の核データライブラリを用いて燃焼度を再計算することは、燃焼解析の品質を確認するうえで重要である。この考え方に基づき、影響の程度を理解するためにオブリハイムのPIEデータの燃焼度を再検討した。この検討の結果、最新の核データ(JENDL-3.3他)を用いて燃焼度を見直すことにより、
Nd生成量の実験結果と解析結果との差が1%から0.7%に軽減された。加えて、中性子倍増率の変化はおおむね0.5%を下回った。
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。
清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 由利 明哉
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.335 - 340, 2007/05
高速増殖炉のためのMOX燃料製造施設に対する臨界安全評価を実施した。次の3つのケースに対してSCALEを用いたパラメトリックな検討を行った。(1)Pu
(
U, 
Pu, 
Pu)質量管理におけるプルトニウム同位体組成の影響を評価し、運転時の管理条件下における核的制限値の設定条件を設定した。(2)MOX燃料製造施設で用いられる有機物に対する減速効果として、有機物含有率と等価な水分含有率を評価した。(3)MOXと水の不均一効果として、2層モデル及びSMORESを用いて、均一モデルとの差を評価した。
外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵; 渡辺 庄一*; 山本 俊弘*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.222 - 227, 2007/05
軽水炉使用済燃料再処理工場の溶解工程に関する系統的な臨界ベンチマークデータを取得するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)の定常臨界実験装置(STACY)において非均質炉心による一連の実験を行った。燃焼度クレジットの導入に焦点をあて、ウラン燃料棒と模擬FP物質を添加したウラン溶液燃料を組合せて臨界量を測定した。模擬FP物質とは、Sm, Cs, Rh及びEuの天然の同位体組成を持つ元素のことであり、一部実際のFP核種を含んでいる。実験結果は、FPの反応度効果を評価する解析手法の妥当性検証に供されるとともに、使用済燃料を含む非均質体系の中性子実効増倍率計算を検証する臨界ベンチマークデータとしても有用である。本報告では、液位変化に対する反応度ワース曲線,個々の模擬FP物質ごとの反応度効果を分離して評価する手順などを含む実験の詳細とともに、実験結果と解析評価の比較を報告する。