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原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部会
JAERI-Tech 2003-078, 107 Pages, 2003/11
JAERI-Tech-2003-078.pdf:6.18MB
核分裂性物質を含むユニット間の中性子結合の弱い相互干渉系を対象とするモンテカルロ法臨界計算では、解の収束緩慢性が問題になることがある。本報告では、この種の問題に対する適切な判断と解決方法の手がかりを与えられるように、基礎的な臨界計算の理論と収束性にかかわる応用理論を主として述べてある。このためには、この科学技術分野にかかわる論文の現状調査を広く行って、その内容を検討・参考とし、必要に応じてガイド資料に引用した。さらに、核分裂マトリックス固有ベクトルを利用したモンテカルロ法臨界計算の収束性加速及び判定方法の開発を行い、経済協力開発機構原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)の臨界収束性専門家会合で提案されたベンチマーク問題の多種多様な物理体系により手法の検証を行った。
桜井 淳; 野尻 一郎*
JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10
本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。
桜井 淳; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 40(5), p.380 - 386, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)TCAで実施された二分割結合炉心実験の解析をMCNP 4Aで行った。中性子増倍率の誤差は、筆者らによって提案された「計算誤差間接推定法」で評価した。パルス中性子法シミュレーション計算は17
17+5G+1717体系に対して、指数実験法シミュレーションの計算は169+3G+169体系及び169+5G+169体系に対して行った。「計算誤差間接推定法」による評価によれば、MCNP 4Aで計算した中性子増倍率には、0.4~0.9%の誤差が見込まれる。従来のパルス中性子法及び指数実験法では中性子増倍率に6%の誤差が見込まれているが、「計算誤差間接推定法」による計算値を用いた未臨界度の評価ではそれを1%以下にできる。
桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*
JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB
原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。
桜井 淳; 荒川 拓也*; 須崎 武則; 内藤 俶孝
JAERI-Research 95-082, 36 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-082.pdf:1.01MB
指数実験法を正方配列炉心からはずれたより複雑な配列炉心の中性子増倍率評価に適用した。精度評価をする場合、基準としては精度評価が十分になされている連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-4Aで計算した中性子増倍率の値を利用した。指数実験法で得られた精度は、従来正方配列炉心に適用していた解きに得られたものと同程度であることがわかった。
内藤 俶孝; 荒川 拓也*; 桜井 淳
JAERI-Research 95-053, 24 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-053.pdf:0.85MB
「計算誤差間接推定法」による中性子増倍率の新しい評価法を提案する。第2章には「計算誤差間接推定法」の考え方及び中性子源増倍法への適用について、第3章には原研の臨界集合体TCAの実験データを基にこの方法の妥当性の検証について記述してある。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Aで計算した中性子増倍率にこの方法を適用し、得られた結果を指数実験法で評価した中性子増倍率と比較した。その結果、両者はよく合うことがわかった。
真木 紘一*
JAERI-M 90-222, 23 Pages, 1990/12
融体ブランケット開発の変遷を調査し、融体ブランケットにおけるニュートロニクス研究の課題と現状を述べた。調査対象としては、狭義の融体ブランケットであるSelf-cooled型の液体金属ブランケットと、水またはガス冷却型液体金属ブランケットである。調査結果、以下の点が明らかとなった。核融合炉のブランケットに鉛を用いた場合には、中性子増倍率ではベリリウムよりもやや劣る。資源的にはベリリウムよりも圧倒的に豊富な鉛を核融合炉ブランケットに利用することは、核融合炉の将来にとって重要な意味を持つ。ニュートロニクスの立場からは、融体ブランケットは、構造上の工夫によって核融合炉のトリチウム増殖比の目標値を達成できる可能性が残されている。
朝日 義郎; 渡辺 正
Nuclear Science and Engineering, 101, p.226 - 242, 1989/03
被引用回数：1 パーセンタイル：21.13(Nuclear Science & Technology)2群理論に基づいて、静的中性子増倍率とは別に、動的中性子増倍率が定義されている。原子炉の安定性とか、炉周期などの原子炉動特性に関係しているのは、前者ではなく後者である。従って、反応度係数は動的中性子増倍率から、スペクトルシフト効果を考慮に入れて、求められなければいけない。冷却材密度変化に伴なう短い時間範囲での原子炉安定性が議論されている。その方法をチェルノブイリ炉と軽水炉とに応用したところ、軽水炉は安定、チェルノブイリ炉は炉心ボイド率が低いとき、あるいは、燃焼度が高いとき不安定という結果を得た。
