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論文

Nuclear criticality safety of fuel rod arrays taking irregularity into account

奥野 浩; 酒井 友宏*

Criticality Safety Challenges in the Next Decade, 0, p.150 - 155, 1997/00

燃料棒配列の不均一性を考慮した上での最大中性子増倍率を求める計算方式を開発した。用いた原理は、燃料セル面積の重要度関数を一定にする配列を求めるものである。この計算方式を、まず水に漬かった二酸化ウラン燃料棒の1次元配列に適用した。水反射体側の数ピッチを狭めた燃料棒配列において、中性子増倍率は相対的に約1%$$Delta$$k/k増加した。次に、単純化したBWR燃料集合体、即ち8$$times$$8燃料棒配列で中心に太い水の棒を配置した体系に適用した。薄い水反射体の外側に課した境界条件に依存して、1から3%$$Delta$$k/kの中性子増倍率の増加が得られた。この計算方式は近似を含むが、最適燃料棒配列を計算する最初の試みで、燃料貯蔵及び輸送の臨界安全評価に適用可能である。

論文

Development of a subcritical benchmark method using the indirect estimation method for calculation error; Noise analysis method

山本 俊弘; 桜井 淳; 内藤 俶孝; 荒川 拓也*

Proc. of Topical Meeting on Criticality Safety Challenges in the Next Decade, 0, p.365 - 370, 1997/00

計算によって求まるk$$_{eff}$$のバイアスを求めるべく、計算誤差間接推定法を提案してきた。この手法は、測定可能な物理量の計算誤差から反応度のバイアスといった測定できない量を推定しようというものである。ここでは、バイアスを推定する量として即発中性子減衰定数を選んだ。MCNPを使って、即発中性子減衰定数をパルス中性子法とFeynman-$$alpha$$法とから求めた。Feynman-$$alpha$$法のシミュレーションを行うためMCNPに対して修正を行った。両者の手法とも特に未臨界度の大きい体系に対しては高次モードの除去が必要となる。パルス法のシミュレーションの方がFeynman-$$alpha$$法のそれよりも良い手法であることが判明した。

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