JOPSS:検索結果一覧

報告書

核設計手法報告書

高下浩文; 樋口真史*; 富樫真仁*; 林達也*

JNC TN8410 2000-011, 185 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB

FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。

報告書

次世代炉定数の整備

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。

報告書

Analysis of measurements for a Uranium-free core experiment at the BFS-2 critical assembly

Hunter

JNC TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-049.pdf:2.03MB

本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.11.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。

論文

Neutron total cross sections of $^{239}$ Pufrom transmission measurements in the energy range of 1500 keV

H.Derrien*

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.794 - 804, 1992/08

https://doi.org/10.3327/jnst.29.794

オークリッジ国立研究所の電子線型加速器(ORELA)を用いてJ.A.Harvey等が測定した高分解能の中性子透過率から1500keVでの $^{239}$ Puの全断面積を求めた。110keVでは、3種類の試料の実効断面積を厚さ0に外挿して、真の全断面積を求めた。また10keV以上では、厚い試料中の自己遮蔽効果補正を共鳴パラメータを基に行った。結果は、110keVで2~4%、10keV以上で2%以上の精度である。これらは、150keVの中性子エネルギー領域での高精度実験の要求を満たすものである。

報告書

高速中性子束評価に与える中性子スペクトルの影響

飯田浩正; 野村正之; 安藤弘栄; 小山田六郎; 寺田博海; 神原忠則; 瑞穂満

JAERI-M 6205, 59 Pages, 1975/08

JAERI-M-6205.pdf:1.86MB

JMTRでは、高速中性子(1MeV)の照射を目的とするキャプセルに、鉄ワイヤをフルエンスモニタとして封入し、照射試料位置での高速中性子束を評価している。1MeV以上の高速中性子束について、計算値とプルエンスモニタからの評価値とを比較した。計算は2次元拡散コードEXTERMINATOR-2を使用した。フルエンスモニタから評価する場合には、SnコードANISNで計算した高速中性子スペクトルと、 $^{5}$ $^{4}$ Fe(n、p) $^{5}$ $^{4}$ Mn反応の微分断面積とを用いた。比較の結果両者はかなり良く一致することが分った。炉心全域でフルエンスモニタからの評価値は計算値に較ペ若干小さく、その比は次の様になった。すなわち燃料領域0.86反射体一層目0.96、反射体二層目0.95、反射体三層目0.74である。

報告書

ガス冷却高速炉の反応率比の実験解析

大杉俊隆; 吉田弘幸

JAERI-M 5971, 13 Pages, 1975/02

JAERI-M-5971.pdf:0.55MB

PROTEUS炉から得られたガス冷却高速炉中心での反応率比の実験解析を、JAERI-FAST群定数セットと、Benoistの定義する非等方拡散理論を適用した拡散理論を用いて行った。セルの実効断面積は衝突確率法を用いて非均質性を考慮して作成した。解析の対象とした実験値は、 $^{2}$ $^{3}$ $^{9}$ Puの核分裂反応率(F9)に対する $^{2}$ $^{3}$ $^{8}$ Uの捕獲反応率(C8)、 $^{2}$ $^{3}$ $^{8}$ U及び $^{2}$ $^{3}$ $^{5}$ Uの核分裂反応率(F8、F5)の各々の反応率比である。解析の結果、各々の反応率比の計算に於て均質計算と非均質計算との差異は認められず、C/Eとして、C8/F9、F8/F9、F5/F9について各々1.060.017、0.9720.016、1.0060.015なる値を得た。

報告書

SLAROM; 高速炉の非均質系炉心解析コード

中川正幸; 土橋敬一郎

JAERI-M 5916, 32 Pages, 1974/12

JAERI-M-5916.pdf:0.86MB

SLAROMコードは、J.F.セットをライブラリーとして、主に高速炉及び臨界集合体の非均質セル計算を行い書き込み、次に一次元拡散方程式の入力定数として用いる。計算は1ジョブとして最后まで処理できる。対象とするセルは、プレート及びピン型であり、セル計算は、衝突確立法を用いて、積分型輸送方程式を解く。入力は、フリーフォーマットとなっているので非常に使い易い。なお、非等方拡散係もBenoistの式に基づいて求められる。

報告書

微視断面積及び実効断面積計算コード; MCROSS-2

高野秀機

JAERI-M 4721, 33 Pages, 1972/03

JAERI-M-4721.pdf:1.96MB

このMCROSS-2コードは微視断面積及び実効断面積を計算する。微視断面積の計算には多準位公式あるいはBreit-Wignerの一準位公式のいづれかを用いることができる。多準位公式を用いる場合は新しく導入されたパラメータかVogtのパラメータが必要である。メッシュ巾はエネルギー又はレサージ等間隔のどちらでも指定できる。実効断面積は計算された微視断面積のテーブルから入力した各エネルギー群において衝突密度一定の仮定の基に得られる。

口頭

MCNP用ACEファイルを用いた多群断面積作成機能の開発

山本章夫*; 遠藤知弘*; 多田健一

no journal, ,

MCNP用連続エネルギーデータを格納しているACE形式ファイルを入力として、中性子の多群実効断面積を作成する機能を開発している。本発表ではこの多群断面積作成機能の概要と処理結果の検証について発表する。

発表形式

掲載資料名

発表会議名

筆頭著者名

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開催年