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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。
佐藤 聡
JAERI-Research 2003-014, 223 Pages, 2003/09
JAERI-Research-2003-014.pdf:10.94MB
トカマク型DT核融合炉には、さまざまな形状のスリットやダクトが存在する。スリットやダクトからの放射線ストリーミングによってブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量,超伝導トロイダルコイルの核的応答は増大する。本研究では、各種ストリーミングに対して、スリットやダクト形状,遮蔽体形状,遮蔽体組成,ホウ素濃度等に対するヘリウム生成量や核発熱率等のパラメータ依存性を3次元モンテカルロ法により系統的に評価し、これらのパラメータの関数として評価近似式を開発した。また、真空容器を貫通する大口径ダクトからの放射線ストリーミングによるダクト周囲の崩壊
線線量率を評価するために、崩壊線モンテカルロ計算を用いた評価手法を開発した。即発線スペクトルを崩壊線スペクトルに置き換えることにより、崩壊線モンテカルロ計算を行った。計算時間を大幅に短縮させるために、有効な分散低減手法を開発した。本手法を用いてITERダクト貫通部に対する遮蔽計算を行い、本手法の有効性を実証した。
小迫 和明*; 山野 直樹*; 深堀 智生; 柴田 恵一; 長谷川 明
JAERI-Data/Code 2003-011, 38 Pages, 2003/07
JAERI-Data-Code-2003-011.pdf:1.29MB
JENDL-3の第3改訂版(JENDL-3.3)は2002年5月に公開された。このライブラリーは種々の分野で利用される。今般、MCNPやANISN等の輸送計算コード用にJENDL-3.3に基づく2つのライブラリーFSXLIB-J33とMATXSLIB-J33を整備した。これらのライブラリーは、申し込みにより利用可能である。
前川 藤夫; 田村 昌也
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1051 - 1058, 2003/07
1-MW JSNSの遮蔽設計のために、MCNPX用の3次元遮蔽計算モデルを作成した。このモデルにはターゲット-モデレータ-反射体集合体,ヘリウムベッセル,中性子ビーム引き出しダクト,シャッター,遮蔽ブロック及びこれらの機器間のギャップや隙間等がモデル化されており、ストリーミング効果を詳細に考慮することができる。分散低減法として、セルインポータンスパラメータによる粒子分割/消滅法を用いた。中性子束が12桁以上減衰する直径15m高さ12mに及ぶ大きなターゲットステーションに対するセルインポータンスパラメータは、自動化された繰り返し計算により適切に求めることができた。本計算手法により、短時間(2日)でターゲットステーション全体の詳細な3次元遮蔽設計計算が可能となり、JSNSの遮蔽設計が進展した。
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。
中根 佳弘; 中島 宏; 坂本 幸夫
Radiat. Meas., 27(3), p.445 - 452, 1997/00
被引用回数：10 パーセンタイル：63.12(Nuclear Science & Technology)100keVから20MeVまでの入射中性子に対する固体飛跡検出器の応答関数を計算するモンテカルロコードシステムSSNRESを開発した。本システムではエッチピットとして検出された荷電粒子の条件として、粒子の飛程から求めた素子の検出領域に付与されるエネルギーの関数として定義された臨界角及び検出粒子の下限エネルギーを考慮した。本システムの検証を行うため、ポリエチレンラジエータを装着した反跳陽子型の固体飛跡検出器の応答関数を250keV、1MeV、5MeV、15MeVの準単色中性子場及び
Cf中性子源を用いて測定した。本システムによる計算結果はこれらの実験値をよく再現した。また解析結果から、入射中性子エネルギーの違いによる、ラジエータ及び素子で各々生成した荷電粒子の種類毎の応答関数への寄与の割合についても調べた。
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。
山路 昭雄; 坂本 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。
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。
森 貴正; 中川 正幸; 佐々木 誠*
JAERI 1314, 151 Pages, 1988/11
正確な核融合炉ニュートロニクス解析を行うために、多群二重微分型断面積を使用するいくつかの輸送計算コードを開発した。多群二重微分型断面積は散乱後のエネルギーと散乱角の相関関係を正確に表現することができるので非等方性の強い散乱を有する物質中の輸送現象も正しく取り扱うことができる。開発したコードおよびコードシステムは、(1)PROF-DD:ENDF/B-IV及び-V形式の核データファイルを処理して多群二重微分型断面積ライブラリーを作成するコードシステム、(2)ANISN-DD:一次元Snコード、(3)DOT-DD:二次元Snコード、(4)MORSE-DD:三次元モンテカルロコード並びに計算結果を処理するためのいくつかの補助プログラムである。本報告には、これらのコードに使用されている計算アルゴリズム及び各コードの使用法が記載されている。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 宮坂 靖彦; 鈴木 正年; 福本 享*; 成田 秀雄*
JAERI-M 86-028, 107 Pages, 1986/03
JRR-3改造炉に設置予定の中性子導管の物理設計及び遮蔽設計のために行われた解析につてまとめた。すなわち、冷中性子導管及び熱中性子導管の出口でのエネルギ-分布及び空間分布を求めた。また導管を囲む遮蔽コンクリ-トの遮蔽効果も評価した。解析計算では、液体水素散乱カ-ネルはYoung-Koppelモデルを、冷中性子源スペクトル及び導管遮蔽にはANISNコ-ドを、導管中の中性子輸送にはMORSEコ-ドを用いた。
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。
大村 博志*
JAERI-M 9433, 109 Pages, 1981/04
燃料体に2本を対として挿入される制御棒の反応度価値を、相互干渉効果も含めて、精度良く評価するモデルを得るための検討を行った。単位格子に対し、Sn法、モンテカルロ法など数種の輸送計算コードを用い、使用する群定数や燃料体および制御棒の形状などのモデル化が実行増倍率におよぼす影響について調べた。また、後備停止系が入った場合も含め、反応度制御素子間の干渉効果を定量的に検討した。さらに、これらの結果を踏まえ、炉心計算のための断面積均質化法を制御棒挿入燃料体に対し検討した。その結果、制御棒間の干渉効果のため、従来の中性子束を重みとする平均化のみでは反応度価値を過大に評価し、補正を要することが示された。なお、モンテカルロ計算によれば、制御棒および後備停止系の挿入孔内に中性子ストリーミングが存在し、これによる反応度の減少は、格子計算によるものではあるが、1%
k/k程度であることもわかった。
笹本 宣雄; 竹内 清*
Nuclear Science and Engineering, 71(3), p.330 - 342, 1979/00
被引用回数：6直接積分法によるディスクリート・オーディネイト輸送コードPALLASに対して、線源分布の関数近似を線形関数から線形関数と指数関数の組合わせへと変えることにより数値計算精度の改善を行った。修正PALLASコードの計算結果を、従来のPALLASの計算結果およびS
コードANISNの計算結果と比較した結果、本計算手法は空間メッシュサイズや線源条件に関係なく他の計算手法よりも大幅に数値計算誤差を減らせることがわかった。
朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01
被引用回数：7原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。
小山 謹二; 田代 晋吾; 南 多善*; 筒井 恒夫; 出田 隆士; 宮坂 駿一
JAERI-M 6954, 42 Pages, 1977/02
1次元輸送計算コ-ドANISNは、散乱の異方性を高次のルジャンドル展開頃まで扱う事ができ、遮蔽解析に広く使用されている。遮蔽計算への適応性を高め、使い易くするために、ANISNに 1)検出器のレスポンスから反応率の空間分布を計算する。2)中性子およびガンマ線のエネルギー・スペクトルの空間依存性を考慮し、任意の領域の平均断面積を作成する、そして3)エネルギー・スペクトル、反応率の空間分布の作図、などに代表される機能を追加した。この報告は、ANISN-JRのユーザー・マニュアルとして書かれたものであり、種々のオプションを使用するために必要な入力データと、その定義を纏めている。
