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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。
野村 靖; 高田 友幸; 角谷 浩享*; 黒石 武
JAERI-Tech 2003-020, 88 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-020.pdf:4.31MB
弱結合中性子相互干渉系の中性子増倍率をモンテカルロ法計算コードにより求める場合に、しばしば解の収束性に関する問題が生じる。本報告では、この計算コードによる解の収束性に関して、一般的な中性子輸送方程式から導いた理論により、マトリクスK手法による解の収束性加速について考察を加えた。これにより、連続エネルギーモンテカルロ法コードMCNPにマトリクスK計算機能及び収束加速手順を組み込んだ。さらに、新たに開発した計算コードを用いてOECD/NEA臨界計算ベンチマークの2問題について解析を試み、マトリクスKによる解の収束性加速の有効性を確認した。
掛樋 勲; 中林 弘樹
JNC TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-051.pdf:8.14MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)について、その安全システムを構築するために、安全システムの考え方(安全システム概念)を示し、安全評価に関わる検討を行ったものである。安全システムの考え方については、我が国現行の再処理安全審査指針に則って、必要な安全機能、安全設計要件及び安全設備を示し、課題を摘出した。安全評価に関わる検討については、想定する異常事象及び事故事象を選定し、安全設計パラメータ(閉じ込めフィルタ能力等)と漏洩インベントリをパラメータとして、公衆被ばく量制限との関係を求め、課題を摘出した。また、臨界管理の設計及び評価に資するため、臨界解析を行った。以上のように、本研究では、安全設計方針(安全設計上考慮すべき事項)、指針等の作成及び具体的な安全設計を進めるために、乾式システムの安全システム概念を体系化して、課題を示した。
cores三好 慶典; 中島 健; 小林 岩夫; 青木 繁明*; 出口 一郎*
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.287 - 288, 1992/11
ボロン入りステンレス板は、軽水炉使用済燃料の高密度貯蔵を実現する上で有力な中性子吸収体の一つである。本報告は、TCAにおいて測定したボロン入りステンレス(B-SUS)板の反応度効果及び臨界解析結果について発表するものである。実験では、2.6w/oUO燃料棒配列により単一炉心及び2領域炉心を構成し、単位セルの水対燃料体積比及びB-SUS板条件(厚さ、ボロン含有率炉心との距離)を主要なパラメータとして臨界量及び中性子束・出力分布を測定した。解析では、原研のJACSシステム(KENO-IV及びMGCL-137群ライブラリー)を用いて臨界体系に対するベンチマーク計算を行い、強吸収体のある体系における計算精度(バイアス値)を評価した。
関谷 有弘*; 高木 直行*; 外池 幸太郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所1
3号機の炉内には様々な燃焼度のペレットが混在する可能性があり、詳細な燃焼解析が必要となる。本研究では燃料集合体内の燃料棒配置を考慮して燃焼計算を行い、残留U濃縮度の度数分布を評価した。この結果に基づき、均質UO-HO体系を用いて臨界安全評価を行った。