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鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*
JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB
SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。
野尻 直喜; 半田 雄一*; 島川 聡司; 後藤 実; 金子 義彦*
日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.241 - 250, 2006/09
HTTRの環状炉心実験から過剰反応度の実験値と解析値のずれは最大で3%Dk/kに達することが明らかになった。このずれを改良するためにHTTR環状炉心のパラメータ解析を行った。炉心解析にはSRACコードシステムを用いた。解析の結果として、環状炉心の過剰反応度に以下のものが影響を与えることが明らかになった。(1)炉心拡散計算のメッシュ間隔,(2)燃料格子計算の黒鉛領域のメッシュ構造,(3)ブノアの非等方拡散係数。以前報告された有意に大きいずれは、改良した環状炉心モデルにより約1%Dk/kに減少した。
山根 剛; 土橋 敬一郎*
JAERI-Data/Code 99-011, 46 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-011.pdf:1.33MB
CVTRANコードは2次元Sn輸送コードTWODANT用にその標準入出力ファイルの一つXSLIBの形式で巨視的断面積を準備する。入力ファイルはSRACで作成しPDS形式で納められた断面積ファイルである。SRACコードシステムはすでにLANLで作成された2次元Sn輸送コードTWOTRANが収容されているが、オリジナル版にあった
サーチ、密度サーチ、厚みサーチやいろいろの出力編集機能が削除されている。TWODANTが発表されて以来、その短い計算時間、収束の早さ、豊富な出力編集機能は利用者にとって魅力的である。このCVTRANコードは巨視的断面積をカードイメードファイルXSLIBに用意することで、SRACの利用者はTWODANTを容易に利用できる。CVTRANコードはさらに、CVLIBと名づけた別のカードイメージファイルに、物質依存の核分裂スペクトル、群別の中性子速度、エネルギー群境界や物質名を書き込む。これらはTWODANTの入力に、cut-and-paste操作で、利用できる。
U captures to 
U fission in low-enriched UO
tight lattices中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。
中野 佳洋; 市川 博喜; 中島 照夫
Proc. of the 16th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 0, p.313 - 320, 1994/03
JRR-4の燃料濃縮度低減化計画に基き、炉心に低濃縮シリサイド燃料と、低濃縮トリガ燃料を装荷した場合について、両者の核特性解析、炉心性能比較を行った。シリサイド燃料では、ウラン密度を3.0,4.0,4.8g/cm
と変化させて計算を行った。また、トリガ燃料では、ウラン量を、20,30,45%と変化させた。その結果、ウラン量が増加すると、炉心照射孔内の熱中性子束が低下すること、シリサイド燃料の方が高い熱中性子束を得られること、トリガ燃料の方が高い燃焼度が得られること等が分かった。また、JRR-4の低濃縮燃料として、シリサイド燃料の場合には3.8g/cm程度のウラン密度が、トリガ燃料の場合には40%程度のウラン量が適当であろうとの見通しを得た。
大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆
JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03
FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向のU、
Pu、U、
Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値がU捕獲反応率/235U核分裂率およびU核分裂率/U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。
前村 克巳*; 石黒 美佐子; 土橋 敬一郎; 平塚 篤*
JAERI-M 90-007, 126 Pages, 1990/02
原子力コードの入力データ作成を会話的に行い、入力データ作成の繁雑さを解消したいという要望に対応するため、メニュー画面データ入力支援システム;JDISSを開発した。JDISSは、コードに依存しない汎用性のあるシステムである。内部的には、FACOMの会話型プログラミング機能(IPF)を駆使している。コードの開発整備者が会話型入力画面を作成する際に、IPFの定義に煩わされず直接画面を設計することができる。また、問題に適応した既存データを下敷として利用でき、既に入力した情報に基づいて動的に画面の制御が行なえるなど人間工学的に見て使い易いシステムを目差した。本報告は、JDISSの機能とその実現方法の概要について述べると共に、JDISSの使用法を例示する目的で、核設計コードシステムSRACの入力画面作成方法について示す。
有金 賢次
JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04
JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび
Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
島川 聡司; 河村 弘; 永岡 芳春; 斎藤 実
JAERI-M 87-036, 51 Pages, 1987/03
本報告書は、材料試験炉(JMTR)の水ル-プOWL-2で照射される核融合炉増殖ブランケット試験体について、SRACコ-ドシステムを用いて行なった予備核計算結果を記したものである。増殖ブランケット試験体の照射は、核融合炉増殖ブランケットの設計の為の工学的デ-タを得るために計画されている。増殖ブランケット試験体には、LiOが充填されており、その充填部の寸法は、直径96.3mm,長さ500mmである。本核計算により得た主な結果を以下に示す。1)トリチウム生成速度は約39Ci/dayである。2)トリチウム生成について、熱外中性子の全中性子に対する寄与率は約35%である。3)LiOの充填率が20%以上の場合、トリチウム生成速度はほぼ一定となる。
有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実
JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04
20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。
原子力コード研究委員会
JAERI-M 83-208, 164 Pages, 1983/12
日本原子力研究所において最近いくつかのコード・システムが開発され、利用されている。コード・システムを構築し、維持することは容易ではないが、その事実はあまり知られていない。その故に、最近の原研コード・システムのいくつかの設計の考え方、特徴、必要となる計算機の機能、開発に投じたマンパワーに関する情報を明らかにすることは有用であろう。本報告では、原子力コードの総合化に要するマンパワーに関する一般的議論の後に、熱中性子炉解析のSRAC、トカマクMHD解析のTRITON、緊急時環境線量予測のSPEEDI、放射線遮蔽解析のRADHEAT-V4の4コード・システムを例して取りあげ、コード・システム構築、維持の問題を論じた。
