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Uドップラー効果の測定(共同研究)安藤 真樹; 川崎 憲二*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 松浦 豊*; 金子 裕司*
JAERI-Research 2005-026, 39 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-026.pdf:4.37MB
軽水炉でのドップラー係数評価の信頼性向上に資することを目的とし、FCAを用いて軟スペクトル場(ウラン燃料及びMOX模擬燃料)においてUのドップラー効果を測定した。MOX模擬燃料体系では、減速材ボイド率により中性子スペクトルを系統的に変化させた。測定には外径の異なるピン形状サンプルを用い800
Cまでのドップラー効果実験データを取得した。JENDL-3.2を用い、従来のFCA高速炉体系でのドップラー効果の実験解析に用いてきた標準的な解析手法により解析を実施した。その結果、予測精度の燃料組成やサンプル組成に対する依存性はなく、ほぼ全サンプルについて計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。中性子スペクトルを変化させたMOX模擬燃料体系については、予測精度のスペクトル依存性も見られなかった。
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。
岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10
高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるB
C及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。
B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、BCについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。
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。
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。
