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須山 賢也; 小室 雄一; 高田 友幸*; 川崎 弘光*; 大内 圭介*
JAERI-Data/Code 98-004, 172 Pages, 1998/02
JAERI-Data-Code-98-004.pdf:4.47MB
本書はSIMCRI, ANISN-JR, KENO IV, KENO V, MULTI-KENO, MULTI-KENO-2そしてMULTI-KENO-3.0のような、輸送計算プログラム用の断面積セットを作成するプログラムMAIL3.1の使用手引書である。MAIL3.1は、1990年に公開されたMAIL3.0の改良版である。MAIL3.1は、MAIL3.0の機能をすべて継承し、以下に示す2つの新しい機能を持つ。1.AMPX形式の断面積セットの作成、2.Hansen-Roach断面積セットの核種識別子の印字
小室 雄一; 川崎 弘光*; 金子 俊幸*
JAERI-M 93-246, 19 Pages, 1994/01
反射体付き体系の臨界計算をモンテカルロプログラムKENOIVで実行する場合、反射体を微分アルベドで近似すると計算時間を短縮できる。KENOIVには1次元SnプログラムANISNとHansen-Roach16群断面積の組合せで作成した微分アルベドが数種類の反射体について用意されているが、これを利用できるのは16群断面積をKENOIV計算に使用する場合に限られる。日本原子力研究所では臨界安全性評価コードシステムJACSの改良を進めている。このシステムには臨界計算用モンテカルロプログラムとしてKENOIV及びMULTI-KENO、多群定数ライブラリーとして26群及び137群MGCLが用意されている。今回、改良作業の1つとして26群MGCLとKENOIVあるいはMULTI-KENOの組み合わせの臨界計算に利用できる水の微分アルベドを26群MGCLとANISNにより作成した。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 小田 久子*; 永井 正克*; 奥田 泰久*; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*
JAERI-M 93-190, 94 Pages, 1993/10
臨界安全性評価コードシステムJACSの中に含まれるMGCL-B-IVは1981年に公開され、国内で広く利用されている。これにかわる新しいライブラリーMGCL-J3を我が国の評価済み核データライブラリーJENDL-3をベースに作成した。エネルギー群数は137と26群の2種類である。ルジャンドル展開係数はP
成分まで用意した。核種数も豊富である。137群20
Cのライブラリーにはhテーブル(減速材質量効果因子表)を新設した。MGCL-J3はこのように多くの情報量をもつが、記憶スペースは約12メガバイト(核種数170の場合)と、従来のMGCL-B-IVの1/12程度に抑えることができた。MGCL-J3は処理プログラムMAIL3.0に読込まれ、ANISNやKENOIV等の輸送計算プログラムのための断面積セットが生成される。本書ではMGCL-J3の特徴、作成方法等を概説する他、MGCL-J3の検証を目的に実施した臨界計算の結果についても述べる。
内藤 俶孝; 奥野 浩; 奥田 泰久*
JAERI-M 93-180, 66 Pages, 1993/09
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。
奥野 浩; 梅田 健太郎*; 小室 雄一; 内藤 俶孝
JAERI-M 93-135, 98 Pages, 1993/08
種々の核燃料物質における無限体系の核特性パラメタ及び臨界データをMGCL-J3ライブラリとSIMCRIコードの組合せにより計算した。対象とした核燃料物質は、U-H
O、UO-HO、UOF水溶液、UO(NO)水溶液、Pu-HO、PuO-HO、Pu(NO)
水溶液、PuO・UO-HOの8種類である。核特性パラメタは、無限増倍率k
、移動面積M
及び拡散係数Dで、臨界寸法の推定に役立つ。無限体系の臨界データとしては未臨界領域判定図、推定臨界下限濃縮度及び推定臨界下限濃度があり、臨界安全管理に有用である。MGCL-J3は、評価済み核データJENDL-3に基づき作成された多群定数ライブラリで、臨界計算コードシステムJACSに組込まれている。得られた核特性パラメタ及び臨界データは旧版の多群定数ライブラリMGCL-B-IVにより計算したものと大きな差異はなかった。
Petrache, C. A.*; 奥野 浩
Nucleus, 29, p.1 - 13, 1991/00
フィリピンPRR-1原子炉の減速、冷却及び上部遮蔽の役割を果たしているプール水を完全に抜いて、PRR-1内部にその使用済燃料を貯蔵した場合の臨界安全評価をJACS計算コードシステム(MGCL-B-IV,MAIL3.0及びMULTI-KENO)を用いて行なった。使用済燃料の貯蔵庫を単純化したモデルを設定し、このモデルに対して感度解析を実施した。中性子実効増倍率として0.64の値を得たので、この原子炉に対する漏水の修理が臨界の心配なく行なえることが分った。
小室 雄一; 内藤 俶孝; 野村 靖; 塩田 雅之*
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.IV-36 - IV-44, 1991/00
我国の最新の核データJENDL-3を原典とする新しい多群定数ライブラリーMGCL-J3を作成した。モンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENOに三角格子配列体系処理機能及び解析的な中性子散乱取扱機能を付加して、MULTI-KENO-IIを作成した。これらのライブラリー及びコードを用いてUOF水溶液臨界実験体系を解析したところ、従来のライブラリー及びコードによる場合よりもより精度の高い解析結果を得た。この改善の要因は、両ライブラリーにおけるルジャンドル展開次数及びUの熱群における平均核分裂中性子放出数
の違い、及びMULTI-KENO-IIにおける高級な中性子の散乱の取扱いにある。
奥野 浩; 奥田 泰久*; 内藤 俶孝
JAERI-M 90-198, 76 Pages, 1990/11
臨界安全性評価コードシステムJACSの多群定数ライブラリーMGCLはボンダレンコの手法に基づいて作成されている。この手法で得られた多群断面積の誤差について検討するため、超多群中性子スペクトルで重み付けた多群断面積と比較する。計算は主要共鳴7核種(U,
U,
Pu,
Pu,
Pu,
Pu,
Fe)と散乱断面積一定の仮想的減速材3核種(質量数1,12,200)とからなる均質体系を対象として行われる。超多群中性子スペクトルの算出にはRABBLEコードを用いる。MGCLと比較すると、共鳴エネルギーの近傍で自己遮蔽因子に明白な差異が現れる。さらに、減速材質量数が1から増加するに従い、自己遮蔽因子は共鳴ピークでは小さく、また共鳴の裾では大きくなる様子が見られた。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-126, 125 Pages, 1990/08
本書は輸送計算用断面積セット作成プログラムMAIL3.0の使用手引書である。MAIL3.0はSIMCRI,ANISN,KENO-IV、MULTI-KENO及びMULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。MAIL3.0はMAILをベースにさまざまな改良を施したプログラムで、次の特徴をもつ。(1)新しい記録形式の多群定数ライブラリーMGCLを読込める、(2)MULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。(3)温度が異なる二つの中性子自己遮蔽因子表を内挿して任意の温度の自己遮蔽因子を計算できる、(4)バックグランド断面積
が大きい場合の自己遮蔽因子を精度良く計算できる、(5)ダンコフ補正係数計算機能の充実、(6)狭い共鳴近似を補正した実効微視的断面積を計算できる、(7)核燃料物質の原子個数密度を計算できる、(8)構造材、減速材、毒物等の原子個数密度が用意されている。
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。
野村 靖; 井上 寛*; 奥野 浩
JAERI-M 86-082, 50 Pages, 1986/06
原研で開発したJACSコ-ドシステムの内、モンテカルロ法計算コ-ドKENO-IVと多群定数ライブラリ-MGCLの組み合わせにより、米国で公開された相互干渉体系の臨界実験デ-タを用いてベンチマ-ク計算を実施し、計算精度を検証したので結果を報告する。実験体系は全部で4種類、108ケ-スあり、燃料の種類、物質的・化学的性状、ユニットの形状寸法、ユニット間の距離、配列形状、反射条件等が多種多様に変化している。また、keff計算値は0.945~1.025までの範囲に分布する結果になった。この分布の広がりはKENO-IVの統計計算の誤差から予測されるものより2~3倍大きく、keff計算値にバイアスエラ-を生じている事が考えられる。このkeff計算値にバイアスエラ-を生ずる原因として、燃料中の中性子の減速度、反射条件及びユニット間の距離の変化が確かめられた。
内藤 俶孝; 鶴田 新一郎*; 松村 哲夫*; 大内 全*
JAERI-M 9396, 150 Pages, 1981/03
多群定数ライブラリMGCLを処理するために、コードシステムMGCL-PROCESSORが開発された。このコードシステムで処理されたデータは、実効増倍係数や中性子束分布の計算のために使用されるモンテ・カルロ・コード、Snコード又は拡散コード等の中性子輸送コードのための核断面積セットとして使用される。それ故、このコードシステムは臨界安全性を評価したり、原子炉の性能解析のためのコードシステムの中に組込まれている。この報告書は、このコードシステムのための利用手引である。
野村 靖; 内藤 俶孝; 山川 康泰*
JAERI-M 9201, 51 Pages, 1980/11
モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、各種形状下におけるプルトニウム燃料に関する実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。Pu(NO)水溶液、Pu純金属あるいはPuO-ポリスチレン-コンパクトが、球、円筒あるいは直方体形状で存在するときの臨界データ33ケースについて実効増倍率を計算すると、この値は0.955から1.045までの範囲に巾広く分布する。これはとり扱った実験体系のプルトニウムの形態、同位体組成、H/Pu比などが多種多様であるからである。
燃料棒格子配列の3連クラスター野村 靖; 片倉 純一; 下桶 敬則; 鈴木 雅之*
JAERI-M 9168, 34 Pages, 1980/11
モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、軽水タンク内のUO燃料棒格子配列の3連クラスターの体系の臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施した結果を報告する。実験体系には、3連クラスターばかりでなく1連クラスターを扱ったものもある。また中性子吸収板の付いたクラスターばかりでなく、これの付かないものもある。データの数は全部で48ケースとなり、これらについて実効増倍係数を計算すると、平均値0.9902の周りに標準偏差0.0028で正規分布をなし、実験体系のパラメータ変化に対する傾向は認められなかった。
小室 雄一; 野村 靖; 内藤 俶孝; 鶴田 新一郎; 片倉 純一
JAERI-M 9147, 46 Pages, 1980/11
原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムのうち、モンテカルロ法コードKENO-IVと新たに開発された多群定数ライブラリーMGCLとの組合せによる部分の臨界計算精度検証のために、一連のベンチマーク計算作業が実施された。本報告書では、原研の軽水臨界集合体(TCA)に関する実験データを用いて実施されたベンチマーク計算の結果を記す。UOあるいはUO+PuO燃料棒の軽水減速正方格子体系の実験125ケースについての解析結果は、実効増倍率の平均値が0.095、標準偏差が0.004の分布をなすことがわかった。とくに中性子吸収板つきの炉心体系の実験データ26ケースの計算結果は、実効増倍率が0.098
0.003の範囲に入り非常に精度よく計算された。
野村 靖; 倉重 哲雄*; 片倉 純一
JAERI-M 9108, 53 Pages, 1980/10
モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、硝酸ウラン水溶液のシリンダ群又はタンクに関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。プレクシグラスあるいはコンクリート製反射体のついた最大4
4配列シリンダ群の実験31ケース、および反射体つきあるいは裸の単一タンクの実験45ケースについての結果は、全76ケースの実効増倍率keffの平均値が0.959、標準偏差が1.0%の分布をなす。
-UO-ポリスチレンのコンパクトのブロック積み小室 雄一; 野村 靖; 川上 数雄*
JAERI-M 9105, 26 Pages, 1980/09
モンテカルロ法コードKENO-IVと新たに開発された多群定数ライブラリMGCLとの組合せにより、ステンレス・スチール、ボラールなどの中性子吸収板を間に挟んだPuO-UO-ポリスチレン・コンパクト燃料のブロック積みに関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された解析作業の一環として実施されたものである。全部で51ケースある実験データについて計算した結果は実効増倍率の平均値が1.020で標準偏差が0.6%の分布となった。
野村 靖; 城 克彦*
JAERI-M 9085, 32 Pages, 1980/09
モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、弗化ウラニル水溶液の配管交差配位に関する実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。30枝管つき垂直管あるいは十字管が軽水タンク内に配位した体系で、KENO-IVの一般形状入力によ少計算した結果、全45ケースの実効増倍率は、平均値が0.973で標準偏差が0.6%の範囲に分布した。
野村 靖; 下桶 敬則; 山川 康泰*
JAERI-M 9079, 45 Pages, 1980/09
モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、軽水タンク内のプルトニウム富化燃料棒の三角格子配列に関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、KENO-IVコードとMGCLライブラリーとの組合せによる多種多様な臨界安全実験データを用いた広範囲なベンチマーク計算プロジェクトの一環として実施されたものである。Al-Pu合金あるいはUO-PuO混合酸化物の燃料棒を用いた軽水減速三角格子配列に関する実験データは全部で28ケースある。このうち格子ピッチが1.9cmより大きい体系あるいは軽水中にボロンが含まれていないか含まれていてもその量が僅かである体系は22ケースあり、実効増倍率keff計算値は平均値が0.991で標準偏差が1.4%となった。残りのケースのkeff計算値は1.0からの偏差が大きく、これからの検討課題である。