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17 PWR fuel assembly須山 賢也; 中原 嘉則; 金子 俊幸*; 奥野 浩
Proc. of PATRAM'98, 1, p.239 - 244, 1998/00
照射後試験(PIE)は、燃焼計算コードの精度を評価するために広く解析されてきたが、最近、日本で照射された1717PWR燃料集合体に対する照射後試験が行われた。本報告では、このPWRのSWATによる解析を示す。5サンプルの同位体濃度の平均化したC/E(実験値に対する計算値の比)は、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対して、0.99,0.99,1.02,0.96であった。また、Cs-137,Ce-144,Nd-148,Eu-154に対しては、1.00,1.03,1.02,0.91であった。比較のために、PWR-USライブラリを使用してORIGEN2.1による計算を行った。この場合の平均化されたC/Eは、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対しては0.90,0.77,0.76,0.92であり、Cs-137,Ce-144,Nd-148そしてEu-154に対しては、0.97,1.03,1.01,1.22であった。これらの結果は、1717PWR燃料集合体の同位体組成計算について、SWATの計算精度はORIGEN2.1よりも高いことを示している。
奥野 浩; 酒井 友宏*
Proc. of PATRAM'98, 1, p.217 - 223, 1998/00
1996年版IAEA放射性物質安全輸送規則の助言文書に関する臨界安全研究を集約した。UO
-HO及びPuO-HO燃料濃度についての小さな変動の有無に伴う臨界計算を摂動理論に基づき与えた。5%の燃料濃度の変化が、最大で0.4%
k/kの中性子増倍率の増大を与えうることを示した。燃料の非均質効果を低濃縮度UO燃料粒子の配列が水没している系で調べた。直径50
mの燃料粒子の場合、中性子増倍率の相対的増加割合は0.1%k/k未満であった。水の孤立化厚さを反射体因子を用いて論じた。反射体因子は、孤立材厚さが無限の場合に対する、有限厚さの孤立材付き燃料の中性子増倍率の相対的増加割合として定義された。30cmが、水の孤立化厚さについての実用値であると認識された。
野村 靖; M.C.Brady*; J.B.Briggs*; E.Sartori*
Proc. of PATRAM'98, 2, p.833 - 867, 1998/00
OECD/NEAの傘下で、臨界安全性の分野のワーキンググループがいくつか活動している。これらは、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(略称ICSBEP)、燃焼度クレジットベンチマークワーキンググループなどであり、これらの分野における国際的データベースの作成、共通的課題の解決に向けて成果をあげている。今度これらの活動を総括し、また新たな課題として臨界安全実験ニーズ、未臨界ベンチマークデータ、臨界事故解析に関るタスクフォース設立のための検討を行い、必要に応じてOECD/NEAのNSC(原子力科学委員会)に助言するための臨界安全ワーキンググループが1997年6月より活動を開始した。筆者は、これの初代議長に指名されたので、活動の成果と今後の課題等をPATRAM'98で発表する。同国際会議では、核燃料物質輸送に関わる臨界安全の関係者が集まるため、関心が高い。