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中尾 誠*; 竹村 守雄*
JNC TJ9440 2000-005, 157 Pages, 2000/03
JASPER実験シリーズで最も基本的な多重層構成からなる半径方向遮蔽体透過実験の代表的実験体系について、2次元Sn輸送計算コードDORTおよび遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDL-300(JENDL-3.2ベース)を用いた実験解析を実施した。従来これらの体系はDOT3.5コードおよびJSDJ2(JENDL-2ベース)で実験解析が実施されていたが、最新の解析手法でのボナーボール応答計算値(C)は、群定数ライブラリー更新では高く、Snコード更新では低く変化し、最終的に実測値(E)に近づくとともに検出器間でのC/E値の変動幅が小さくなっている傾向を確かめた。またギャップストリーミング実験のコンクリート層透過体系について、前年度課題となっていたJASPER実験解析(DORT/JSDJ2)を良く再現できない原因を解明し、最新手法の適用を行った。この結果、同様なライブラリー更新効果をコンクリート体系についても確かめた。また今回解析を実施した体系の入力データをデータベースに追加し、さらに既存登録データの改訂も行い、解析標準入力データベースの充実を図った。また実験解析に適用している各種処理ルーチン等の入力マニュアルの作成およびその一連のテスト問題の編集を行うとともに、これらを登録し実験解析のデータベースとしてユーザが使いやすくすることを図った。
陳 振茂; 青砥 紀身; 加藤 章一
JNC TN9400 99-061, 32 Pages, 1999/07
本報告書では、自然磁束漏洩からき裂・損傷を非破壊的に検査する研究の一環として、測定した磁束信号より材料における磁荷分布(損傷による)の再構成を行った。この代表的な非適切問題には最小自乗法に基づいた反復計算アルゴリズムを用いた。問題を適切化するために初期値、重み係数及び反復計算の回数の選び方を検討した。シミュレーション信号を用いた再構成結果より、本手法がノイズの少ない信号に対して有効であることを確認した。ノイズに対するロバースト性を向上するために、ウェーブレットをガラキン法に適用した手法をシステム方程式の離散化に導入した。最小自乗法と比較した結果、ウェーブレットを用いた手法はS/N比の低い信号に対しても有効であることが判った。本報告書では最小自乗法に基づいた手法を1次元及び2次元の磁荷分布、ウェーブレットを用いた手法を1次元の磁荷の再構成に適用し、提案した手法の妥当性を実証した。
羽様 平
PNC TN9410 97-088, 139 Pages, 1997/10
重水臨界実験装置(DCA)の未臨界度測定試験体系の臨界特性(重水臨界水位、水位反応度、安全棒(制御棒)反応度価値、中性子束分布)を測定し、Sn法及びモンテカルロ法による計算結果と比較評価した。未臨界度測定試験体系は体系内にボイド領域を含むため、新型転換炉(ATR)の炉心核特性評価に用いられてきた拡散コードを適用することができない。ここではボイド領域を含む体系に適用できる輸送計算コードによる計算を行い、計算精度等の適用性を評価した。輸送コードとしては、2次元SN法によるTWODANTコードと、従来原子炉の計算にはあまり適用されていない多群モンテカルロ計算コードKENOを使用した。ATR等の原子炉炉心と比較して複雑な形状の未臨界度測定試験体系の炉心核特性を評価した結果、重水臨界水位等の臨界特性については、多群モンテカルロコードKENOの評価精度が0.5%
k/k以内であることが確認され、中性子束の炉心内空間分布については、2次元SNコードTWODANTによって正しく評価できることが明らかとなった。特にモンテカルロコードは、炉心構造の違いによる微少な反応度変化を正確に再現しており、複雑な原子炉炉心の評価に極めて有効であることが確認された。
Sn:Experiments and calculations石井 三彦; 石井 哲朗; 牧嶋 章泰*; 小川 雅生*; 百木 悟郎*; 小川 健吾*
5th Int. Spring Seminar on Nuclear Physics,New Perspectives in Nuclear Structure, 0, p.159 - 168, 1995/00
Snで測定したB(M1)とg因子をもとに、殻模型計算で用いるモデル・ハミルトニアンと配位空間の決定を試みた。その結果
Sn以下の軽いアイソトープの励起エネルギー・スペクトルと磁気的性質を再現することに成功した。重イオン加速器が利用できるようになったことと計算機の進歩により、このような試みが初めて成功した。
庄野 彰; 檜山 一夫*
PNC TN9520 94-003, 84 Pages, 1994/06
本資料は、アクチニド炉心技術研究で使用している解析の流れを理解し、かつ実行するために必要な情報を整理したものである。アクチニド炉心技術研究で実施しているPu利用炉心やMA装荷炉心の検討においては、従来型高速炉の炉心とは相当異なる仕様を設定し、炉心特性上の特徴を比較・評価することが重要である。このため、炉心形状、燃料物質、燃料仕様等を大幅に変更した炉心について、一通りの核特性を算出することが基本的な作業となる。このプロセスでは、多数の解析コード、ユーティリティプログラムを解析目的に応じて使用する必要があり、取り扱うJCL、入力データセットも多岐に渡る。これらのコード等それぞれのマニュアルは既に存在するが、それだけでは、プロセス全体の流れを理解し、一通りの解析を実行することは困難である。そこで昨年来実施してきたPu燃焼型高速炉のパラメータスタディをモデルケースとして、一連の解析フローを整理し、各ステップで使用するコード等の機能の概要、処理フロー、JCL例、入力データ例、出力例等をまとめた。
宮 直之; 西谷 健夫; 竹内 浩
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.398 - 406, 1994/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)1次元円環モデルにより、JT-60U装置放射化に関する核種分析と線量当量評価を行った。真空容器周辺構造物に生成する主力核種はTFコイルの
Mn、真空容器の
Co、第一壁台座の
Coの順に時間変化して現われる。真空容器の線量当量は、長半減期核種Co、Coで決まり、その比は、7:3である。外側TFコイルに対しトロイダル方向に一様分布を仮定した本モデルでは容器周辺での熱中性子が増大し、(n,
)反応に基づくMnやCoの放射能が過大評価となる。しかしながら、Inconel-625製真空容器のJT-60Uでは、Coが主力核種となるため、コイルのモデル化の影響を受けることなく線量予測が可能である。重水素実験80週における定期点検期間(実験停止後3日後~3ヶ月後)での計算と実測は良く一致しており、反応エネルギーしきい値を持つ材料が主たる構造物であるトカマク装置においては、1次元モデルが十分適用可能であることを示した。
宮 直之
JAERI-M 93-216, 70 Pages, 1993/11
大型トカマク装置JT-60Uにおける装置の核種分析とその近傍における線量当量評価を1次元円環モデルを用いて行った。計算には中性子、線輸送計算コードANISN及び誘導放射能計算コードCINACを使用した。真空容器周辺構造物において線量当量に寄与する主力線源核種は高マンガン鋼製のトロイダル磁場コイルケース中のMn、インコネル625製真空容器中のCo、ステンレス(SS-316)製第一壁合座中のCoである。定期点検期間に対応する実験停止後3日~3カ月においては、Co、Coなどの長半減期核種が残留放射線の蓄積をもたらしている。重水素実験開始後2年間の放射化についての計算評価は実測とよく一致した。1次元モデルの適応性を検討し、トロイダル磁場コイル構造のモデル化に伴う誤差30%以内での線量当量評価が可能であることを示した。
真木 紘一*; 小迫 和明*; 関 泰; 川崎 弘光*
JAERI-M 91-072, 103 Pages, 1991/05
従来の核融合炉核計算用ANISNタイプ結合群定数セットGICX40に替わる群定数セットとして、1990年4月に公開されたJENDL-3をベースにFUSION-J3を作成した。FUSION-J3は、中性子125群、ガンマ線40群から成り、核融合炉の候補材の主要40核種を内蔵し、散乱断面積のルジャンドル展開次数P5を採用している。また、2次元計算の機動性及び誘導放射能計算コードシステムがGICX40の群構(中性子42群ガンマ線21群)となっているので、同じ群構造の補助的な群定数セットFUSION-40もあわせて作成した。ベンチマーク計算及び実験解析の結果から、FUSION-J3は、実験値をよく再現し、VITAMIN-C(ENDF/B-IVベース)以上の精度にあることが示された。また、JENDL-3は、ENDF/B-V以上の高い精度にあることも示された。以上より、FUSION-J3を核融合炉核計算に適用することにより、更に高い核設計精度が期待できる。
高野 秀機; 金子 邦男*
JAERI-M 89-141, 78 Pages, 1989/10
高速炉用群定数セットJFS-3-J2が高燃焼炉心計算にも適用できるように改良するために、155の核分裂生成核種の群定数及びそのランプ化群定数をU-235、U-238、Pu-239、Pu-241に対して作成した。さらにCm-245までの高アクチノイド核種についての群定数を作成し、TRU消滅計算等ができるようにした。このセットに対するベンチマークテストは21ケの高速臨界集合体を解析することによってなされた。また、拡散ベンチマーク計算精度を検証するため、Sn-計算ベンチマークシステムを作成し、拡散とSn計算結果の比較を行った。小型炉心や鉄及びニッケル反射体をもった炉心に対して、両者間で有意な差が生じた。
安藤 弘栄; 飯田 浩正; 永岡 芳春; 小山田 六郎
JAERI-M 6736, 34 Pages, 1976/10
JMTRの炉心配置検討に使用される核計算の方式については、ほぼ確立されている。しかし核計算技術の進歩に伴い従来の方式に対して一部改良を施した。主な改良点は高速群定数の算出の際、B-1近似によるスペクトルを用いることを止め、ANISNにより求めた空間依存のスペクトルを用いること、および軸方向のバックリングを領域別エネルギ別に入力することである。計算コードは、高速群定数はGGC-4、熱群定数はTHERMOS-JMTR、二次元拡散計算はCITATIONを用いた。その他拡散計算における最外層での境界条件の取り方が中性子束分布に与える影響などについても検討した。
宮坂 駿一; 田次 邑吉; 岡田 高光*; 南 多善*; 井上 修二; 出田 隆士; 関 泰; 安藤 弘栄; 飯田 浩正; 藤村 統一郎; et al.
JAERI-M 5794, 71 Pages, 1974/07
原子炉構造体、遮蔽体中における放射線透過、発熱の計算を群定数作成から系統的に行なうことのできるコードシステムを開発した。本システムは、(1)中性子、ガンマ線の輸送・発熱群定数の作成、(2)2次ガンマ線生成定数の作成(3)中性子輸送計算、(4)中性子発熱計算、(5)ガンマ線輸送計算および(6)ガンマ線による発熱計算の6つの部分から構成されている。中性子、ガンマ線の輸送計算はSNコード(ANISN、DOT-2等)を用いて行なう。本コードシステムの機能および計算精度評価のため、FCA-V3集合体における実験結果を解析し、かなり良い結果を得た。
福地 郁生*; 日暮 浩一*; 白木 貴子*; 杉野 和輝; 大木 繁夫
no journal, ,
JASPER実験等より円環ギャップ内を中性子がストリーミングする体系での検出器応答のC/E値(=計算値/実験値)評価を実施し、1次主冷却系配管周りの体系へのSn-モンテカルロ接続計算法の適用性を検討した。
