MOSRA-SRAC; Lattice calculation module of the modular code system for nuclear reactor analyses MOSRA

奥村 啓介

JAEA-Data/Code 2015-015, 162 Pages, 2015/10

JAEA-Data-Code-2015-015.pdf:3.99MB
JAEA-Data-Code-2015-015-appendix(CD-ROM).zip:3.38MB

MOSRA-SRACは、モジュラー型原子炉解析コードシステム(MOSRA)の格子計算モジュールである。本モジュールは、既存の軽水炉や研究炉などを含む多様な原子炉の燃料要素に対し、日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0から作成した200群断面積セットを用いた衝突確率法に基づく中性子輸送計算を行う機能を有する。また、格子内の各燃料物質中の最大234核種に対する核種生成崩壊計算を行う。これらにより、MOSRA-SRACは、炉心計算で使用する燃焼依存の実効微視的断面積及び巨視的断面積を提供する。

FCA XVII-1 における種々のサンプルを用いたUドップラー効果測定

安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 大井川 宏之

JAERI-Research 2001-017, 20 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-017.pdf:0.82MB

組成・外径の異なる6種類の円筒形サンプルを用い、U自己遮蔽効果を変化させたドップラー効果測定実験を行い、FCA解析手法の予測精度を評価した。実験は、800までのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、PEACO-Xコードにより求めたサンプルの実効断面積を用いドップラー効果を計算した。拡散理論に基づく解析の結果、金属ウラン及び二酸化ウランサンプルでは実験値と計算値はよく一致したが、背景断面積が大きくU自己遮蔽効果が小さいサンプルについては、10%~30%の過小評価となった。輸送計算によりこの過小評価は改善されたが、背景断面積が300barn以上であるサンプルに対しては、依然20%程度の過小評価であった。

High temperature Doppler effect experiment for U at FCA, II; Reaction rate measurement up to 2000C with a foil heated by laser exposure

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(1), p.13 - 20, 1997/01

https://doi.org/10.3327/jnst.34.13

2000Cまでのドップラー効果の計算精度の評価と向上を図るために、原研高速炉臨界集合体(FCA)においてUドップラー効果を測定する新しい実験装置を開発した。測定は、箔加熱・反応率測定法に基づく。実験装置は、高温部にタングステンを、その他の部分には不銹鋼を用いている。開発した装置を用いて、酸化物燃料高速炉模擬炉心においてドップラー効果を測定した。本模擬炉心においては、以前にサンプル加熱・反応度価値測定法による1500Cまでのドップラー効果測定を行った。解析では、ドップラー箔中の捕獲反応率を詳細に計算した。共鳴エネルギー領域には超微細群セル計算コードPEACO-Xを、他のエネルギー領域にはセル計算コードSLAROMを用いた。JENDL-3.2を用いた計算結果は、実験値と良い一致を示した。高温領域でのC/E値について箔加熱・反応率測定法による結果とサンプル加熱・反応度価値測定法による結果を比較すると、両者に大きな差は見られなかった。箔加熱・反応率測定法はサンプル加熱・反応度価値測定法を補足することから、両者を総合することにより2000Cまでのドップラー効果の計算精度が確認できた。

Doppler effect measurement up to 2,000C in the fast critical facility FCA

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦

Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.172 - 179, 1996/00

高速炉の安全性において、負のフィードバック効果として重要なドップラー効果の高温域での予測精度向上を図るために、FCAにおいて2000Cまでのドップラー効果測定を行った。測定には、(1)サンプル加熱・反応度価値変化測定法(1500Cまで)と(2)箔加熱・反応率変化測定法(2000Cまで)を用いた。ドップラー効果の中性子スペクトル依存性を調べるために、組成の異なる3つの体系において、測定を行った。解析では、共鳴遮蔽効果を正確に計算する超詳細群セル計算コード(PEACO-X)を用いた。サンプル加熱法によるドップラー反応度は一次摂動法により求めた。箔加熱法による反応率変化は、基本モードが成立していると仮定して、PEACO-Xと従来のセル計算結果から算出した。これらの計算には、核データとしてJENDL-3.2を用いた。計算は、ドップラー反応度では実験値を若干過小評価し、反応率変化では実験値と良い一致を示した。

Computation on fuel particle size capable of being regarded as homogeneous in nuclear criticality safety analysis

奥野 浩; 内藤 俶孝; 奥田 泰久*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.986 - 995, 1994/09

https://doi.org/10.3327/jnst.31.986

核燃料施設で取扱われる粉末状燃料に対して、臨界安全評価上では最も厳しい状態として冠水状態がしばしば想定される。このような体系は非均質ではあるが、燃料粒径が非常に小さければ均質と見なしても反応度は殆ど変わらないであろう。水中に置かれた低濃縮の二酸化ウラン球状燃料粒塊の無限立方配列を対象に、濃縮度、水対燃料体積比及び燃料粒径を変えて中性子増倍率を計算した。計算には超多群衝突確率法計算コードを用いた。中性子増倍率の均質系からの変化割合は、共鳴を逃れる確率、次いで熱中性子利用率の変化割合に支配され、これらの量は低濃縮度ウラン(10wt%以下)、燃料粒径1mm以下では、平均ウラン濃度(または水対燃料体積比)に主に依存し、濃縮度に殆ど依存しないことが分かった。得られた関係式を用いることにより、均質と見なしてよい燃料粒径の大きさは無視しうる中性子増倍率の相対誤差との関係で決められる。

超多群一次元輸送計算による実効断面積作成モジュールRABTHの使用手引書

内藤 俶孝; 奥野 浩; 奥田 泰久*

JAERI-M 93-180, 66 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-180.pdf:1.57MB

臨界安全性評価コードシステムJACSでは、多群定数ライブラリーMGCLを背景断面積について内挿して実効断面積を計算していた。このようなボンダレンコの方法に対する参照計算のため、体系の超多群(64,194群)中性子束を衝突確率法を用いて求め、この中性子束で重み付けして実効断面積を求めるための計算モジュールRABTHを開発した。このモジュールでは、中性子源としてはUの核分裂中性子スペクトルを用いている。1次元セルに対して約1.9eV以上の高速群側はRABBLEコード、これ以下の熱群側はTHERMOSコードで解き、全エネルギー領域の中性子束分布が得られる。完全反射または真空の境界条件下で、平板、円柱、球形状のセルが取扱えるように両コードを拡張するとともに、精度向上のためにTHERMOSコードを改良した。本報告書には、RABTHモジュールを取扱うための実際的情報のほか、RABBLEコード、THERMOSコードに施した拡張・改良の基礎式を記した。

二酸化ウラン燃料粒径の反応度に及ぼす効果; 衝突確率法計算コードを用いた超多群計算による検討

奥野 浩; 奥田 泰久*

JAERI-M 91-107, 49 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-107.pdf:1.09MB

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。

Measurements of Dopper effect coated particle fuel rod in SHE-14 core using sample heating device

安田 秀志; 秋濃 藤義; 竹内 素允; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.431 - 441, 1987/06

https://doi.org/10.3327/jnst.24.431

高温ガス炉の核設計精度を検証するため、SHE-14炉心に設けたサンプル昇温装置に1本の燃料棒を装荷して加熱し、温度上昇に伴う反応度減少量が測定された。この燃料棒としては4%濃縮UO核を含む被覆粒子燃料コンパクトが用いられ、炉心軸上で約700Cまで加熱された。燃料棒と黒鉛棒の二種類の同一形状サンプルについて得られた温度上昇に伴う反応度減少量の差は燃料棒に含まれるUによる共鳴中性子捕獲率の増加すなわちドプラー効果によるものと解釈される。測定された反応度減少量はSRACコードシステムにより計算された値と良く一致した。計算値と実験値の比にして0.93であった。

Collision Probability in Two-Dimensional Lattice by Ray-Trace Method and its Applications to Cell Calculations

土橋 敬一郎

JAERI-M 85-034, 206 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-034.pdf:5.57MB

3種の1次元座標あるいは一般的な2次元円柱座標で表される多領域格子に対する衝突確率を計算する一連の公式が、「光線軌跡」法と名付けられた数値プロセスを利用するのに適した形式で示され、これに基づいて、いろいろの形状の格子に対する計算ルーチンが開発された。VHTRの燃料ブロックのように粒子構造を伴う二重非均質体系における共鳴吸収を対象とする二つの研究が示された。まず黒鉛希釈材中に分散する粒子の無秩序な分布の共鳴積分に対する効果が究明された。次に粒子及び希釈材中の中性子束が燃料ブロック全体の中性子束分布を記述する方程式で陽に表現され、多領域格子の共鳴吸収を超詳細群で求める厳密な方法で解かれた。原研熱中性子炉体系標準核設計コードシステムSRACが開発された。広範囲な検証計算の結果、SRACが、格子計算に用いられるさまざまな実際的な形状ルーチンのおかげで、すべての型式の熱中性子炉に適用できることが示された。

Double heterogeneity effect on the resonance absorption in the very high temperature gas-cooled reactor

土橋 敬一郎; 石黒 幸雄; 金子 邦男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.16 - 27, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jnst.22.16

高温ガス炉の燃料ブロックにみられるような二重非均性のある体系における共鳴積分を評価するために空間分割を一元的に指定することによる直接的衝突確率法が開発された。ここではある巨視的な領域のなかのある微視的な領域は多領域格子のなかの一領域にように扱われる。衝突確率行列のうちの巨視的領域に対応する要素は微視的領域に対する衝突比により分割される。衝突比を決定する吸収体の遮蔽因子に対する幾つかのモデルが提案された。共鳴積分はE130.7eVのエネルギー範囲で、得られた衝突確率を用いて減速方程式を解くことにより計算される。すべてのモデルが実用上殆ど同じ結果を与えることが示された。金でできた粒子の粒子構造による共鳴積分の遮蔽効果を求めた実験値との満足できる一致が得られた。