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須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大; 山根 祐一; 井澤 一彦; 長家 康展; 菊地 丈夫; et al.
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
2011年の福島第一原子力発電所の事故により発生した燃料デブリの臨界安全性評価において採用される手法の妥当性を臨界実験で得られたデータに基づいて検証するため、NRAからの委託により原子力機構は2014年から関連研究開発プロジェクトを実施している。このプロジェクトにおいては、i)燃料デブリの臨界特性の網羅的計算とデータベース化(燃料デブリ臨界マップの開発)、ii)新しい連続エネルギーモンテカルロコードの開発、iii)臨界事故の評価、iv)臨界安全性評価手法の検証実験のための臨界集合体STACYの改良などが行われている。前回のICNC2019以降、本プロジェクトは2024年5月に正式運転を開始するSTACYの改造やパワースペクトルに準拠した空間ランダム分布を持つ物質の臨界計算に適したモンテカルロコード「Solomon」の開発で大きな進展があった。本発表では、この研究開発プロジェクトの全体像と各技術トピックの状況について紹介する。
郡司 智; 吉川 智輝; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
燃料デブリの組成や特性は不確かであるため、安全評価に用いる計算コードや核データの妥当性を検証するための臨界実験が必要である。このため、原子力機構は「STACY」と呼ばれる臨界実験装置の更新改造を進めてきた。新STACYの初臨界は、2024年春に予定されている。本論文では、新STACYの初臨界時の炉心構成について検討した結果を報告する。初臨界時には、中性子減速条件の異なる2組の格子板(間隔は1.50cmと1.27cm)が用意される。しかし、使用可能なUO
燃料棒の本数には400本までの制限がある。また、初臨界の臨界水高さを95cm程度に設定したい。これは、アルミニウム合金製の中間格子板(高さ約98cm)の有する反応度影響を回避するためである。この条件を満たす初臨界の炉心配置を計算機解析で構築した。最適な減速条件に近い1.50cmの格子板を用いた正方形の炉心構成では、臨界に達するまでに261本の燃料棒が必要である。1.27cmの格子板については、1.80cm間隔で市松模様に燃料棒を配置した2つの炉心配置を検討した。一つは1.27cmと1.80cmの2つの領域を持つ炉心配置で、もう一つは1.80cmのみの炉心配置である。臨界に必要な燃料棒は、それぞれ341本と201本である。本論文では、これら3つの炉心構成とその計算モデルについて示す。
郡司 智; 荒木 祥平; 新垣 優; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
原子力機構は、東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリの臨界特性の解析結果を検証するために、STACYと呼ばれる臨界集合体を溶液体系から軽水減速非均質体系に更新している。燃料デブリの組成や特性を実験的に模擬するために、特定の中性子減速条件を作る格子板や、棒状のコンクリートやステンレス鋼材を複数用意する予定である。これらの装置や材料を用いて、燃料デブリの臨界特性を評価する実験が予定されている。この一連のSTACY実験では、燃料デブリを模擬した試料の反応度測定、コンクリートやステンレス鋼などの構造材を含む炉心構成の臨界量測定、それらの配置が不均一になった場合の臨界量変化などが含まれている。さらに、燃料デブリの落下を静的に模擬した2つの分割炉心実験と、部分的に異なる中性子減速条件での未臨界測定実験などを予定している。これらの実験計画は、いくつかの実験的制約を考慮して検討された。本論文では、これらの実験のスケジュール、最適化された炉心構成の計算結果、及び各実験で期待される結果について示す。
郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。
桑垣 一紀*; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MB
JAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB
これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2016-019.pdf:4.43MBJAEA-Data-Code-2016-019-hyperlink.zip:2.36MB
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
Mironov, M. I.*; Khudoleev, A. V.*; 草間 義紀
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07
JT-60では、イオンサイクロトロン波を用いた少数イオン加熱によってMeV領域まで加速されたイオンは、水素様の軽元素不純物イオンとの荷電交換によって中性化され、プラズマを飛び出して中性粒子分析器で検出される。中性粒子ビーム(NB)との荷電交換で生成される水素様の不純物イオンは、トロイダル方向に動き、分析器の視線を横切る。そのため、NBが分析器の視線を横切らなくても、NBは分析器信号を増大させる。不純物イオンは、トロイダル方向及びポロイダル方向に動くため、分析器の視線に対する各々のビームの寄与を注意深く取り扱うモデルを開発してきた。JT-60では、NBは多様なトロイダル位置から異なった角度でプラズマに入射される。この論文では、各々のNBからの分析器信号への寄与を評価することにより、異なる半径から放出される中性粒子を区別でき、その結果、局所的なエネルギー分布を測定できることを示す。NBによって生成される水素様不純物イオンの空間分布を計算するため、トカマクの配位やNB入射を正確に取り入れ、ビームのプラズマ中での減衰,不純物イオンのトカマク磁場中での運動,プラズマイオンや中性粒子との衝突を取り扱うことができるモンテカルロコードを開発した。
津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*
KEK Proceedings 2000-20, p.40 - 47, 2000/12
MIRD型数学人体模型と、電磁カスケード・モンテカルロコードEGS4を用いて、1MeVから100GeVまでの電子に対する、臓器線量及び実効線量換算係数を計算した。照射条件は前方、後方、側方、回転及び等方とし、入射電子の単位フルエンスあたりの臓器線量と実効線量を計算して、ほかのデータと比較、検討を行った。今回評価した光核反応の線量への影響を考慮に入れた、電子の換算係数に関する一連の研究のまとめを報告する。
将来型炉研究グループ; 炉物理研究グループ; 熱流体研究グループ
JAERI-Research 2000-035, 316 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-035.pdf:19.81MB
原研と原電は、低減速スペクトル炉心に関する主要な特性を評価するとともに同炉心に関する基礎基盤的研究を実施することを目的に、平成10年度より共同研究「低減速スペクトル炉心の研究」を開始、平成11年度に第1フェーズの研究を終了した。炉心概念の検討では、高転換比、長期サイクル運転あるいはプルトニウムの多重リサイクルが可能な炉心として、BMW型炉心3炉心、PWR型2炉心の概念を構築した。核計算手法の研究では、モジュラー型核熱結合炉心解析コードシステムの開発、及びモンテカルロ摂動計算手法の高精度化を行った。熱水力設計手法の研究では、炉心の熱工学的成立性を評価した。また、臨界実験の予備調査として、燃料棒本数、プルトニウム富化度等の概略値を求めるとともに、実験施設の改造方法を検討した。
金子 邦男*
JNC TJ9400 2000-005, 182 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-005.pdf:4.74MB
本年度は汎用超微細群スペクトル計算モジュールPEACOを高速炉セル計算コードSLAROMに組み込んだ。この改良SLAROMコードを使用する決定論手法と確率論的手法である連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより、2次元RZ均質モデルを用いて径方向非均質炉心であるZPPR-13Aの反応率分布計算を実施した。両者の計算結果を比較検討する事によりPEACOモジュールが高精度の共鳴実効断面積機能を有すること、決定論手法とMVPコードの反応率分布計算結果を1%以内で一致させるには、鉄等の構造材核種と酸素の断面積変化を反映する高エネルギー領域を細かくした群構造を持つライブラリーを使用する必要がある事が明らかになった。また、次世代炉定数作成のため、NJOY97.V107コードを導入し、NJOY97.V107コードの前処理コードと後処理コードを作成して汎用炉定数作成システムを構築した。そして、この汎用炉定数作成システムを使用し、JENDL-3.2評価済核データを用い、70群の新JFS3ライブラリーを作成した。更に、この汎用炉定数作成システムの検証を行うため、新JFS3ライブラリーを使用し2次元RZ均質モデルによるZPPR-9炉心の核特性解析とZPPR-9炉心の非均質セル計算を決定論手法で実施した。同時に、MVPコードによる解析も実施した。両者の計算結果の比較から、PEACOモジュールによる共鳴断面積を用いる決定論手法は、ZPPR-9炉心の反応率分布およびNaボイド反応度計算精度を向上させることが明らかになった。そして、本研究で作成した新JFS3ライブラリーは、従来使用されてきたJFS3-J3.2ライブラリーと同程度の核特性計算性能を持つことが確認された。
野尻 直喜; 山下 清信; 藤本 望; 中野 正明*; 山根 剛; 秋濃 藤義
JAERI-Tech 97-060, 34 Pages, 1997/11
本報は、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の実験結果を汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(MVP)により評価し、MVPを高温ガス炉の核特性評価使用する場合の解析精度の評価を行ったものである。解析の結果、臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の解析誤差は最大で、それぞれ0.8%
k,7%,25%以下であった。臨界時の実効増倍率を十分な精度で予測できることを明らかにした。よって、HTTRの炉心特性評価にMVPを適用することが可能であることがわかった。
吉澤 道夫; 山口 恭弘
IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.41 - 43, 1996/00
ICRUは、個人線量計校正のための基準量として、ICRUスラブ線量当量(ICRU組織等価物質でできた30
3015cmのスラブファントムの中心軸上深さdmmにおける線量当量)を勧告した。校正実務のためには、中性子フルエンスからICRUスラブ線量当量への換算係数Hsl(d,
)/
が必要である。この換算係数に関する勧告は少ないので、換算係数の信頼性を向上させるためには、異なる手法と核データを用いた計算を行う必要がある。そこで、モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づく断面積ライブラリを用いてHsl(d,)/を計算し、他の計算結果と比較した。その結果、手法と断面積ライブラリが異なっても、値は15%以内で一致することがわかった。また、最近再評価された中性子線質係数が換算係数に及ぼす影響、及びファントムのサイズを変えた場合の換算係数の差異についても明らかにした。
中川 正幸
Proc. of IFIP Working Conf. on the Quality of Numerical Software, 0, p.349 - 360, 1996/00
国際情報処理連盟主催の「実用ソフトウェアの品質」に関する会議で上記発表をした。内容としては、我々が開発したベクトル化モンテカルロコードについて、ソフトウェアの品質として重要な因子となる効率について新しいアルゴリズムとベクトル化手法について述べる。同時に並列化による高速化手法を紹介し従来法よりいずれも10倍以上の高速化を達成した例を示す。又品質に関する他の側面として、入力データの扱い易さを示す例として多重格子形状を開発した点を述べ、精度、信頼性評価のためのベンチマーク計算例を示す。汎用コードとして重要な因子である移植性を良くするための(様々な計算機環境に対応するための)我々が行った手法を示す。
秋江 拓志; 高野 秀機; 平岡 徹; A.G.Morozov*; V.S.Smirnov*; V.V.Orlov*
Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.544 - 548, 1994/00
鉛冷却高速炉の開発にあたってロシアで実施された臨界実験BFS-61の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。核データライブラリJENDL-3.1を使用した。MVPによって計算された実効増倍率は、ロシアで実施された連続エネルギーモンテカルロコードMCNPとJENDL-3ライブラリによる結果と良く一致し、実験結果を0.3%程過少評価する。また、MVPの結果は実験値やMCNPの結果と比べて、反応率比C8/F5(U-238捕獲/U-235核分裂)を過少評価し、F9/F5(Pu-239核分裂/U-235核分裂)を過大評価する。
阿見 則男; 三好 慶典; 館盛 勝一
JAERI-M 91-184, 31 Pages, 1991/11
再処理抽出工程では、有機溶媒流量減少のような工程異常時に4価プルトニウム(Pu(IV))が抽出器内に蓄積をする可能性がある。このような蓄積で、Pu(IV)濃度がある限界を超えると第3相と呼ばれるPu(IV)、硝酸、TBPを高濃度で含む相が形成され、界面位や濃度分布、更に有機溶媒組成に大きく影響する。本報告では、界面位や濃度分布、有機溶媒組成等が抽出器の臨界性に及ぼす影響をMULTI-KENOを用いて調べた。多群核定数ライブラリはENDF/B-IVから作成したMGCL-26群とよび137群のデータセットを用いた。その結果、蓄積により高濃度になった有機相を、水相とみなして臨界計算を行っても中性子実効増倍係数の相違は1%程度であること、抽出器内で考えられる濃度範囲では燃料が抽出器中央に集まるような分布が中性子実効増倍係数をより大きくすること、TBPが通常濃度の30%より高くなると中性子実効増倍係数が減少することがわかった。
/l片倉 純一; 塩田 雅之*; 内藤 俶孝
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.II-19 - II-23, 1991/00
モンテカルロコードKENO-IVを動特性パラメータ実効遅発中性子分率/lの計算に適用した。実効遅発中性子分率値は体系中の核分裂性核種の遅発中性子割合の平均値と、遅発中性子による実効増倍率の実効増倍係数に対する割合とを用いて計算した。l値についてはKENO-IVコードで計算されるgeneration timeを用いた。計算結果をUO及びPuO-UO格子体系とUF
-パラフィン体系での測定値と比較した。計算値は測定値の
10%以内に入った。
三好 慶典; 須崎 武則; 石川 利光; 小林 岩夫
JAERI-M 90-112, 45 Pages, 1990/07
原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、水平断面が正方形の2つの矩形炉心を配列した相互干渉体系に関する臨界実験を行なった。矩形炉心は濃縮度2.6w/oのUO燃料棒を1717本配列して構成され、燃料棒格子の間隔は1,956cm、単位燃料セルの水対燃料体積比は1.83である。実験ではユニット間距離(水ギャップ厚さ)をパラメータとして臨界水位を測定し、各炉心の臨界水位の差から水位法を用いて、一方のユニットが他方のユニットへ与える反応度寄与、水ギャップの負の反応度効果、及び片側ユニットの未臨界度を評価した。またモンテカルロコードKENO-IVを用いて、臨界体系に関するベンチマーク計算を行うと共に、反応度効果を解析し、実験値との比較検討を行なった。
野村 靖; 内藤 俶孝; 山川 康泰*
JAERI-M 9201, 51 Pages, 1980/11
モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、各種形状下におけるプルトニウム燃料に関する実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。Pu(NO
)水溶液、Pu純金属あるいはPuO-ポリスチレン-コンパクトが、球、円筒あるいは直方体形状で存在するときの臨界データ33ケースについて実効増倍率を計算すると、この値は0.955から1.045までの範囲に巾広く分布する。これはとり扱った実験体系のプルトニウムの形態、同位体組成、H/Pu比などが多種多様であるからである。
小室 雄一; 野村 靖; 内藤 俶孝; 鶴田 新一郎; 片倉 純一
JAERI-M 9147, 46 Pages, 1980/11
原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムのうち、モンテカルロ法コードKENO-IVと新たに開発された多群定数ライブラリーMGCLとの組合せによる部分の臨界計算精度検証のために、一連のベンチマーク計算作業が実施された。本報告書では、原研の軽水臨界集合体(TCA)に関する実験データを用いて実施されたベンチマーク計算の結果を記す。UOあるいはUO+PuO燃料棒の軽水減速正方格子体系の実験125ケースについての解析結果は、実効増倍率の平均値が0.095、標準偏差が0.004の分布をなすことがわかった。とくに中性子吸収板つきの炉心体系の実験データ26ケースの計算結果は、実効増倍率が0.0980.003の範囲に入り非常に精度よく計算された。
野村 靖; 倉重 哲雄*; 片倉 純一
JAERI-M 9108, 53 Pages, 1980/10
モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、硝酸ウラン水溶液のシリンダ群又はタンクに関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムの臨界計算精度評価を目的として計画された原子炉外臨界体系の解析作業の一環として実施されたものである。プレクシグラスあるいはコンクリート製反射体のついた最大44配列シリンダ群の実験31ケース、および反射体つきあるいは裸の単一タンクの実験45ケースについての結果は、全76ケースの実効増倍率keffの平均値が0.959、標準偏差が1.0%の分布をなす。
