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藤本 望*; 福田 航大*; 本多 友貴*; 栃尾 大輔; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2021-008, 23 Pages, 2021/06
JAEA-Technology-2021-008.pdf:2.62MB
SRACコードシステムを用いて可燃性毒物棒周辺のメッシュ分割がHTTR炉心の燃焼計算に与える影響を調べた。この結果、可燃性毒物棒内部のメッシュ分割は燃焼計算に大きな影響を与えないこと、実効増倍率は可燃性毒物棒周辺の黒鉛領域をメッシュ分割することで従来計算より測定値に近い値が得られることが明らかとなった。これにより、HTTR炉心の燃焼挙動をより適切に評価するには、可燃性毒物棒周辺黒鉛領域のメッシュ分割が重要になることが明らかとなった。
杉野 和輝; 滝野 一夫
JAEA-Data/Code 2019-011, 110 Pages, 2020/01
JAEA-Data-Code-2019-011.pdf:3.37MB
実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用三角メッシュ離散座標法(SN法)輸送計算コードMINISTRIコード(Ver.7.0)を整備した。具体的には、これまで整備したMINISTRIコード(Ver.1.1)の非収束性の問題を詳細に分析し、適切な改良を行うことにより、大型炉心体系への適用における収束性を飛躍的に向上させることができた。改良後のMINISTRIを種々の高速炉炉心を対象にして検証を行った結果、同じ断面積を用いた多群モンテカルロ法計算結果に対して、実効増倍率で0.1%以内、出力分布で0.7%以内の一致が見られ、十分な精度を有することを確認した。また、計算時間に関しては、初期拡散計算機能の導入と並列処理化により、従来と比較して約10分の1への計算時間の短縮を図ることができた。更に、セル非等方ストリーミング効果取り扱い機能の導入、摂動計算ツールの整備、六角格子内三角メッシュ毎断面積指定機能の追加、六角メッシュ計算コードMINIHEX統合を行い、汎用性を高めた。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB
本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。
宇根崎 博信*; 奥村 啓介; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*
Transactions of the American Nuclear Society, 88, p.436 - 438, 2003/06
日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO
あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5wt.%といった現行軽水炉に対する規制を超える燃料のことを言う。これまでに12の機関がベンチマークに参加しており、異なるコードと核データライブラリを用いた格子燃焼計算結果の比較から、解析精度の現状と今後の検討課題が明らかにされた。
奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10
日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UOあるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5%などといった現在の日本の燃料規制を超える核分裂性富化度を想定している。12の機関が異なるコードとデータを使用してベンチマーク問題の解析を行い、提出された結果を比較した。その結果、現在のデータと手法による解析精度の現状と今後検討すべき課題が明らかとなった。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB
日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。
藤本 望; 山下 清信
JAERI-Research 99-059, p.43 - 0, 1999/11
JAERI-Research-99-059.pdf:2.51MB
これまで、HTTRの炉心解析モデルについて、VHTRCの実験結果を用いて検証が行われてきた。またモンテカルロコードとの比較に基づき、ゼブラ型反応度調整材の形状及び位置の効果、中性子ストリーミング効果を考慮できるようモデルの改良が進められてきた。さらにこの改良モデルを用いて臨界試験の予備解析が行われてきた。しかしながら臨界試験の結果から、予備解析に用いたモデルでも過剰反応度を過大に評価することが明らかとなった。検討の結果、燃料セルの外径が過大で実際より減速材の黒鉛が多いため柔らかい中性子スペクトルとなり、
Uの核分裂断面積を大きく評価していることが原因であると考えられた。そこで、燃料セルの外径をこれまでより小さい、燃料棒のピッチによる値とすることにより、臨界試験結果とよく一致する結果を得ることができた。
藤本 望; 山下 清信; 秋濃 藤義
JAERI-Research 99-052, p.51 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-052.pdf:2.05MB
VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。
奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03
被引用回数：1 パーセンタイル：15.05(Nuclear Science & Technology)燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。
奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎
JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03
JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB
SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。
奥野 浩; 内藤 俶孝; 桜井 良憲*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.958 - 960, 1991/10
核燃料施設で取扱われる粉末燃料の粒径がどの程度小さければ臨界安全評価上均質とみなしてよいかを明らかにするため、反応度が燃料粒径にどのように依存するかを調べた。粉末燃料は5wt%濃縮の二酸化ウランとした。評価条件として冠水状態を設定した。中心に球状燃料を配置した水の立方体セルの3次元無限配列を計算対象とした。水対燃料体積比は、均質系で最適減速になるように選んだ。計算には連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードVIMを使用した。計算の結果、中性子増倍率は燃料球直径の増加に伴い増大するが、その主因は共鳴を逃れる確率の増大にあることが明らかになった。さらに、共鳴を逃れる確率の均質系に対する増加傾向は、共鳴積分に対する燃料粒径の依存性を検討することにより説明されることが明らかになった。
桜井 良憲*; 奥野 浩; 内藤 俶孝
JAERI-M 91-137, 35 Pages, 1991/09
粉末あるいはスラリー燃料の反応度非均質効果を調べるため、小さな3次元セルについての臨界計算を実施した。計算対象はU濃縮度5wt%の二酸化ウラン球状燃料無限格子配列-水体系で、水と燃料の体積比を一定のまま燃料球直径を0(均質)から6mmの間で変化させた。中性子輸送方程式を連続エネルギーモンテカルロ法で解いて、反応率を計算した。さらに、無限増倍率、四因子及びそれらの均質系からの変化割合を得た。均質系から比均質系に移ると無限増倍率は増加した。この反応度増加が、主に共鳴を逃れる確率pによるものであることを確認した。さらに、たとえば0.3%の反応度上昇が無視できるとすれば、均質と見なせる寸法は100
m程度になることが分った。
奥野 浩; 奥田 泰久*
JAERI-M 91-107, 49 Pages, 1991/08
粉末状またはスラリー状燃料の非均質効果を調べるために小さな1つの燃料塊とその周囲の水からなる微小な燃料セルの反応度を計算する。燃料の種類は低濃縮の二酸化ウラン燃料で、冠水状態を想定する。水と燃料の体積比を一定のまま燃料塊の大きさに応じてセルを小さくしていく。燃料塊の大きさ0の極限を均質と見なす。超多群エネルギーの中性子輸送方程式を衝突確率法で解く方法を用いて反応率を計算する。衝突確率の計算はRABBLEコード(高速群側)及びTHERMOSコード(熱群側)を球状セルに拡張して実施する。無限増倍率及び四因子と、その均質系からの変化割合を求める。低濃縮度(3~10wt%)の二酸化ウラン球状燃料と水からなる配列系では、平均濃度が同一としてそれを均質とみなすと、燃料粒径が2mmでも反応度を2%程度低く見積ること及びその主因子は共鳴を逃れる確率にあることが計算の結果明らかになった。
高野 誠
JAERI-M 91-108, 25 Pages, 1991/07
二次元Sn計算コードTWOTRANは炉心解析等に以前から広く使われているコードである。TWOTRANコードで扱える形状の一つにR-Z形状があるが、外周の境界条件としては無限配列セル計算の場合、白色境界条件又は反射境界条件しか用意されていない。本報では、実際の使用済PWR燃料棒セル計算をTWOTRANコードのR-Z形状で解析した際に生じた問題点を示し、一次元SnコードANISNやモンテカルロコードKENOによる結果との比較検討により、R-Z形状の外周境界条件としては白色境界条件および反射境界条件が不適当となる場合があることを示した。このため、新たに「白色反射境界条件」を提案し、これをTWOTRANコードに組み込み、他の境界条件を使用した場合と比較した結果、最も良好な結果を示すことが判明した。
C-J.Jeong*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄; 田中 健一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.515 - 523, 1990/06
MOX燃料棒の稠密格子から成る高転換軽水炉体系におけるセル計算手法の精度を共鳴計算手法(NR,IR近似、超詳細群衝突確率法)及びセル形状(六角、円筒)と境界条件(完全反射、等方反射)に関して検討、確認を行った。一連の計算は、高転換軽水炉に関する国際ベンチマークで採用された格子モデルを参照体系として行った。中性子増倍率、転換比、減速材ボイド特性等の諸物理量を広範囲な減速材対燃料体積比、燃料種類と富化度に対して評価し、連続エネルギーモンテカルロ法による計算値との比較により、これらの計算手法の予測精度と適用性を明確にした。IR近似の精度はNR近似に比べて良好であるが、特にスペクトルが硬くなる場合に悪くなる。また、円筒化近似の精度は、ウラン燃料格子系に比べ、プルトニウム燃料系で悪化することが確認された。
内藤 俶孝; 稲村 実*; 増川 史洋; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-019, 62 Pages, 1990/02
軽水炉の燃料棒セルについての燃焼計算を行うために計算コードUNITBURNを開発した。このコードは各燃焼度毎に多群定数ライブラリー(MGCL)を用いてS
-P
輸送計算によりセル内の中性子束分布を計算し、燃料ペレット内の核種の生成・減損を計算するものである。さらにこのコードは燃料集合体あるいは炉心計算用の各燃焼度でのセル平均少数群定数、1点炉近似核種生成崩壊計算コードCOMRAD用の1群定数を算出する。この報告書はこのコードのための利用手引書である。
土橋 敬一郎; 秋濃 藤義
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(12), p.1055 - 1065, 1987/12
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)SRACコードシステムを用いてチェルノブイリ炉の一連の格子計算を行い、基本的な核特性を求め、原研で行う事故解析に供した。計算は2段階の格子モデルに基づいている。第1段階は燃料集合体や制御チャンネルを含む黒鉛ブロックを単位とする格子を想定し、第2段階は14体の燃料チャンネル、2体の制御チャンネルを含む16チャンネルを単位とする格子を想定した。ボイド率の増加に起因する反応率の変化を核種毎に調べた結果、正のボイド係数及びその燃焼依存性や制御棒挿入の効果をもたらす機構を明らかにした。モンテカルロコードUIMを用いて、燃料チャンネルの反応率のボイド効果について比較を行い、統計誤差の範囲内で一致をみた。取り出し燃料の組成、ボイド係数やその他の反応度係数、動性パラメータ及びそれらの燃焼性についての結果は、ソ連及びその他の研究機関によって報告された値と満足できる一致を得た。
土橋 敬一郎; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 井戸 勝*
JAERI 1302, 281 Pages, 1986/09
1983年にSRACコードシステムの第1版のレポートがJAERIー1285として出版されたのち、綜合的な核計算コードシステムを目指して数多くの機能の改良と追加が行われてきた。主なものは、(1)JENDL-2版のデータライブラリー、(2)共鳴吸収の二重非均質効果に対する直接的な方法、(3)一般化されたダンコフ係数、(4)固定面中性子源に基く格子計算、(5)実験解析や設計の要求に対応する出力データ、(6)反応度変化のための摂動計算、(7)炉心燃料と燃料管理のための補助コード等である。以上の改良に併行して、検証と応用が実験的解析や国際ベンチマーク計算によって、SRACコードシステムで採用されているデータと手法は適切であり、どんな熱中性子炉にも適用すうることが示された。
石黒 幸雄; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(10), p.853 - 856, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：40.2(Nuclear Science & Technology)衝突確率法に基づいて、複雑な格子形状におけるダンコフ係数を計算する式が導出された。簡単な形状に対してこれまで提案されてきた式も網羅しており、これまでのダンコフ係数計算法の一般化になっていることが示される。計算例として、高転換軽水炉の模擬集合体であるEIRのPROTEUS炉の格子配列のダンコフ係数に対する計算結果が既存の等価単位格子モデルとの比較において示された。
土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*
JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01
SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。
