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論文

The Preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 3; Calculation of criticality conditions

小室 雄一; 片倉 純一

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.145 - 149, 1987/00

原研で開発した臨界安全評価コードシステムJACSを用いて様々な核燃料物質の臨界条件を計算してきた。UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O,UO$$_{2}$$F$$_{2}$$水溶液、UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$水溶液、ADU(II)-H$$_{2}$$O,PuO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O,Pu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$水溶液、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O,Pu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$-UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$水溶液、UO$$_{2}$$燃料棒-H$$_{2}$$O,PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料棒-H$$_{2}$$O等を計算の対象とした。核燃料物質の形状は、厚さ30cmの水に外周を囲まれた球、無限円柱、無限平板の3つを考えた。計算結果は臨界安全ハンドブック原案及び臨界安全ハンドブックデータ集に掲載された。本発表では、計算方法、計算結果、諸外国の臨界ハンドブックとの比較及び差異の原因等について報告する。

論文

The Preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 2; Criticality codes and their evaluation

片倉 純一; 奥野 浩; 内藤 俶孝

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.138 - 144, 1987/00

原研では、科学技術庁の委託により昭和57年度から昭和61年度の4ヶ年に亘って、臨界安全のための各種データを計算により作成して来た。その結果は、臨界安全ハンドブック原案としてまとめられた。計算に用いた核定数ライブラリー及び計算コードは、原研で作成したMGCLライブラリー及び米国で開発されたモンテカルロ法によるKENO-IVコードである。これらの核定数ライブラリー及び計算コードの概要と計算結果の妥当性の検証について報告する。

論文

The Preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 1; Outline and properties

内藤 俶孝; 片倉 純一

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.132 - 137, 1987/00

科学技術庁からの委託を受けて、原研では1982年から臨界ハンドブック作成作業を開始した。この作業は、我が国の多くの専門家の協力を受けて、1986年に臨界ハンドブツク原案を作成して終了した。この臨界ハンドブック原案の紹介を、臨界安全性国際セミナーにおいて、5件に分けて行う。本報告は、5編のうちの最初のもので、臨界安全ハンドブック原案の概要とその特徴について示す。

論文

Measurements and calculations on sloshing effects in solution vessels having a free surface

三好 慶典; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.50 - 57, 1987/00

現在原研で設計を進めている核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の溶液燃料臨界実験装置においては、地震時の液面動揺による反応度効果を評価することが安全設計上重要である。そこで平板形状の炉心におけるスロッシング効果を模擬するために、軽水炉臨界実験装置(TCA)を用いて、矩形炉心を構成し、燃料配列の平断面形状をパラメトリックに変化させ、その基本特性を臨界水位法によって測定した。模擬炉心は、2.6w/o濃縮UO$$_{2}$$燃料棒の正方格子(格子間隔19.6mm)配列から成り、基準炉心の形状には5種類(32$$times$$16,24$$times$$16,36$$times$$16,32$$times$$14,及び40$$times$$14ピッチ)のものを選択した。 本報告では、動揺液面を模擬した変形炉心(炉心境界がステップ状及び直線上に傾斜)と基準炉心の反応度差に関して、モンテカルロコード及び拡散コードによる解析を行うと共に、溶液炉心におけるスロッシング効果の特性についても報告する。

論文

Measurements of critical masses of non-uniform fuel rod lattice configulations

柳澤 宏司; 須崎 武則; 新田 一雄

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.84 - 88, 1987/00

現在、燃料集合体の輸送容器等の臨界安全評価では、集合体内の燃料棒の均一配列に対して最適減速条件を仮定しており、配列格子の歪によって生じる不均一配列の効果は考慮されていない。そこで、この不均一配列による臨界質量の変化あるいは加わり得る反応度を明らかにする目的で、TCAを用いて低濃縮UO$$_{2}$$燃料棒配列に対する実験的検討を行った。 その結果、体系の大きさ及び体系内の燃料棒本数を一定とした条件では、不均一配列体系の臨界質量は均一配列体系のそれよりも大きく、加わる反応度は負であることが明らかになった。

論文

Development of a kinetics code, AGNES, for the evaluation of criticality accidents in solution fuel systems

中島 健; 柳澤 宏司

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.427 - 430, 1987/00

溶液燃料を取扱う核燃料施設における臨界事故の物理的特性を明らかにする目的で、臨界事故解析コードAGNESを開発した。溶液燃料体系の臨界事故時の過渡的挙動は、水の放射線分解によって生成する水素ガスボイドの挙動に支配される。AGNESコードでは、この放射線分解ガスボイドによって生じる圧力パルス及びフィードバック反応度をそれぞれ圧力モデル、エネルギーモデルで計算し、圧力、出力等の過渡的挙動を再現する。ここでエネルギーモデルについては従来のモデルに改良を加え、バースト時の第1出力パルス以降の後続出力パルスまで再現可能となった。 AGNESコードのベンチマーク計算はKEWB(米国)、CRAC(仏国)実験に対して行い、両実験結果を良く再現できることが解った。

論文

Subcriticality monitoring method based on the exponential technique usable for nuclear fuel cycle facilities

須崎 武則

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.296 - 300, 1987/00

指数実験手法による未臨界度同定の原理は、ある未臨界体系において、径方向の大きな中性子漏洩を、外部中性子源を用いることによる軸方向の中性子の流入により補償することにある。すなわち、未臨界度が大きい(径方向の中性子漏洩率が大きい)体系程、軸方向の中性子流入率(指数実験における指数減衰定数)が大きくなければ定常状態を保ち得ない。このことにより、指数減衰定数の測定から体系の未臨界度を知ることができ、体系が臨界に近づくと、指数減衰定数は0に近づく。 報告では、この手法を核燃料サイクル施設における未臨界度監視に応用する場合のいくつかの問題点について議論する。すなわち、体系の形状変化及び燃料組成変化の場合の適用性、Pu及び照射燃料における自発中性子の影響、相互干渉体系での適用性などである。

論文

Evaluation of temperature and void coefficients of reactivity in homogeneous solution fuel systems

須崎 武則; 三好 慶典; 広瀬 秀幸

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.383 - 387, 1987/00

一般に、均質溶液燃料体系の温度、ボイド反応度係数は正になることはないとされている。これは、このような体系では、その寸法が比較的小さい場合、密度係数すなわち均質ボイド反応度係数が大きな負の値をとることに基づいている。硝酸Pu水溶液燃料体系において、燃料濃度が約10gPu/lと薄く、体系の大きさが約1000lと大きくなる場合、若干正の温度反応度係数が計算された。また、硝酸Pu水溶液燃料にGdのような非1/v吸収体が混入されると、相当大きな正の温度係数が計算された。 これらの反応度係数は、臨界超過後の過渡現象を支配するものであり、臨界事故規模の評価においてきわめて重要な量である。報告では、これらの反応度係数に関する4因子公式の温度特性、密度特性から導びかれる結果を示しつつ、上記評価結果の妥当性を論ずる。

論文

The preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 5; Full reflector thickness and isolation thickness on neutron transport

酒井 友博*; 内藤 俶孝

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.156 - 160, 1987/00

臨界安全解析において、反射体厚さをどの程度以上とっておけば十分であるかと云う問題と、2つの核燃料物質間の中性子遮蔽材の厚さがどの程度あれば2つの核燃料物質間の中性子相互作用の効果が無視できるかと云う問題は重要である。今回作成した臨界安全ハンドブック原案では、それらの求め方および求められた値について記載されているので、その内容について紹介する。

論文

The preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 4; Development of a computer code for analysing nuclear criticality safety on array system

金子 俊幸*; 内藤 俶孝

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.150 - 155, 1987/00

配列系の臨界安全解析には、従来、立体角法とモンテカルロ法が使用されてきた。前者は簡便に使用できるが精度が悪く多くの安全裕度を見込まなければならない。後者は精度は高いが計算費も高い。そこで、立体角法をさらに発展させた簡便臨界安全解析コードMUTUALを開発した。今回作成した臨界ハンドブック原案では、MUTUALコードを配列系の臨界安全解析に使用することを推奨しているので、その内容および特徴について報告する。

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