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奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 栗林 克明*
JAERI-M 89-140, 32 Pages, 1989/10
MUTUALは配列体系の臨界安全解析コードである。その原版は1986年に公開された。以下の3点においてMUTUALを改訂した。(1)入力形式をボックス型から絶対座標型に変更した。(2)固有値方程式を最小固有値を求めるものから最大固有値を求めるものに変更した。(3)立体角を計算するサブルーチンで、鏡像ユニットからの寄与分が正しく取入れられるように改めた。この報告書は改訂後のMUTUALの使用手引書である。
奥野 浩
KURRI-TR-294, p.77 - 81, 1987/00
この報告では複数ユニット体系に対する中性子の収支方程式から出発して、臨界安全管理に使用できる立体角の制限式を導いた。従来の立体角法で使用されていた制限曲線もこの制限式の特殊な場合として導かれることが明らかとなった。さらに、この中性子の収支方程式が、体系全体の実効増倍率を固有値とする固有値方程式として表されることから、この固有値方程式を数値的に解く計算コードMUTUALを作成した。この計算コードは従来の立体角法では取扱いが難しかった「影」の効果や反射体の効果が取扱えるようになっている。モンテカルロ法による中性子輸送計算コードKENO-?Vとの計算結果の比較では数%の範囲内でよく一致しており、計算時間はその千分の一以内で済むことも明らかとなった。また、従来の立体角法によりも経済的合理性の高い評価が与えられるようになった。
金子 俊幸*; 内藤 俶孝
Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.150 - 155, 1987/00
配列系の臨界安全解析には、従来、立体角法とモンテカルロ法が使用されてきた。前者は簡便に使用できるが精度が悪く多くの安全裕度を見込まなければならない。後者は精度は高いが計算費も高い。そこで、立体角法をさらに発展させた簡便臨界安全解析コードMUTUALを開発した。今回作成した臨界ハンドブック原案では、MUTUALコードを配列系の臨界安全解析に使用することを推奨しているので、その内容および特徴について報告する。
内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 奥野 浩
JAERI-M 86-140, 39 Pages, 1986/09
配列体系の臨界安全性を評価するのに、簡単な方法として立体角法がしばしば用いられる。しかし、この方法には、2つの欠点がある。それは、体系の実効増倍率が求められない事、およびある状況の下では安全裕度が大き過ぎると言う事である。このため、配列体系の実行増倍率を簡便に得る新しい方法を開発した。この方法では中性子の輸送は体系中に置かれたユニット間の立体角によって表現され、更に、他のユニットによる「影」の効果および壁による中性子の反射効果が考慮された上で、固有値方程式を解く事によリ実効増倍率が得られる。計算コードMUTUALはこの方法に従ってプログラムラムされた。この報告書はMUTUALコードの使用手引書でもある。
三澤 毅*; 奥野 浩; 内藤 俶孝
JAERI-M 86-069, 29 Pages, 1986/04
核燃料施設内の複数の核燃料ユニットの臨界安全性を評価するためには、中性子相互作用を考慮に入れなければならない。この大きさを評価する方法として立体角法があり、その為には裸の体系での実効増倍率の値が必要となる。この裸の体系の実効増倍率を水反射体付きの実効増倍率から簡便に算出する方法について検討を行った。その結果、反射体の有無による実行増倍率の比は燃料寸法の単調な関数として表され、この関係は移動面積、外挿距離、反射体節約の値を算出することによリ一群拡散モデルによって良く説明される事がわかった。
