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報告書

JENDL開発のための軽水炉ベンチマークに関するデータ集の整備; 公開データベースICSBEP及びIRPhEPにおける実効増倍率データの活用

JENDL委員会リアクタ積分テストWG

JAEA-Data/Code 2017-006, 152 Pages, 2017/05

JAEA-Data-Code-2017-006.pdf:13.46MB
JAEA-Data-Code-2017-006-appendix1(CD-ROM).zip:115.88MB
JAEA-Data-Code-2017-006-appendix2(CD-ROM).zip:110.88MB

次期JENDLの軽水炉臨界性に対する性能を評価・検証するために、公開データベースであるOECD/NEAのICSBEPハンドブック及びIRPhEPハンドブックを活用して、ベンチマークデータ集を整備した。本データ集の特徴は以下の通りである。(1)公開データベースのドキュメント及びその関連情報について、技術的に妥当な評価がなされているかレビューし、JENDL-4.0による解析結果も勘案しながら、次期JENDL開発のための推奨ベンチマークデータセットを選定した。(2)MOX燃料を用いた臨界データについて、燃料中のPuO$$_{2}$$粒子による非均質反応度を可能な限り忠実に計算するため、モンテカルロコードを用いた有限燃料ピンバンドルモデルを新たに開発し、これを用いて、今回検討対象とした全MOX実験を横並びで評価した。(3)核データにおけるライブラリ間の差異が中性子実効増倍率に与える影響を分析するツールとして一次元燃料ピンセルモデルに基づく感度解析手法を導入し、現時点で最新である世界の3大ライブラリを用いて、その具体的な適用例を与えた。

論文

A Neutronics and burnup analysis of the accelerator-driven transmutation system with different cross section libraries

佐々 敏信; 辻本 和文; 金子 邦男*; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1183 - 1186, 2002/08

現行の主要な断面積データライブラリである、JTNDL-3.2,JEF-2.2及びENDF/B-VIを用いたときの加速器駆動システムの核特性及び燃焼特性の相違を解析した。加速器駆動システムの未臨界度等の解析の信頼性を向上するには、現行のNp,Am,Cmなどのマイナーアクチノイドの核データの精度を把握しておくことが重要である。解析モデルには、OECD/NEAの加速器駆動核変換システムベンチマーク問題を選択し、ATRASコードシステム及びMVPコードを用いて計算を行った。群断面積データはJENDL-3.2,JEF-2.2及びENDF/B-VIから新たに作成したものを用いた。このとき、マイナーアクチノイドのデータの違いを明確化するため、冷却材及び構造材の断面積データは、全てJENDL-3.2から作成したものを使用した。解析結果から、JENDL-3.2とJEF-2.2は、実効増倍率,燃焼反応度変化ともに類似の傾向を示したが、ENDF/B-VIは他の2ライブラリとは異なる実効増倍率及び燃焼反応度変化を示した。

報告書

JCO臨界事故の投入反応度推定のためのバイアス評価

山本 俊弘; 中村 剛実*; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2001-001, 30 Pages, 2001/02

JAERI-Data-Code-2001-001.pdf:1.53MB

JCO臨界事故における投入反応度を臨界計算から推定するために、臨界計算手法のバイアス評価を行った。臨界計算にはMNCP4Bを使用し、断面積ライブラリーとしてはポイントワイズのJENDL-3.1,JENDL-3.2,ENDF/B-Vを用いた。これらを用いて濃縮度10wt.%の溶液ウランを用いたSTACYの臨界実験解析と、Rocky Flats Plantで行われた濃縮度93.2wt/%の臨界実験の解析を行った。その結果、JCOの溶液燃料の濃縮度18.8wt%に対してJENDL-3.1,JENDL-3.2,ENDF/B-Vを用いた場合の実効増倍率のバイアス値はそれぞれ0.0%,+1.2%,+0.6%となった。

論文

Fission source convergence of Monte Carlo criticality calculations in weakly coupling fissile arrays

山本 俊弘; 中村 剛実*; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(1), p.41 - 52, 2000/01

弱く結合した核燃料ユニット配列でモンテカルロ法により臨界計算を行うと核分裂中性子源の収束が悪くなることを示した。複数ユニットの配列系に結合係数を導入し、収束が、とりわけ対称的な配列系に対して悪いのは、正しい分布に戻そうとする復元力が弱いことと、その統計的変動が原因であることを定量的に示した。配列系における核分裂分布比を核分裂確率行列を用いて求める新たな方法を示した。この方法を用いれば単に比だけではなく、その統計誤差も与えられ、得られた結果の精度評価が可能となる。核分裂分布比がある値に強制的に収束するように領域別にウェイトを調整する方法を開発した。これを用いれば、非常に強い収束を得ることができる。臨界計算で得られた実効増倍率と核分裂分布比との相関を定式化した。二つのユニットからなる対称な系には両者には有意な相関がないことを理論的及び経験的に示した。一般的には、わずかばかり非対称になった系においては、実効増倍率は不正確な核分裂源の分布によってバイアスを持つことがわかった。弱く結合した配列系でモンテカルロ法により臨界計算を行う場合には、一世代あたりの中性子数を多くして計算したほうが望ましい。

論文

Numerical validation of a modified neutron source multiplication method using a calculated eigenvalue

山本 俊弘; 桜井 淳; 内藤 俶孝*

Annals of Nuclear Energy, 25(9), p.599 - 607, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.29

従来の中性子源増倍法による未臨界度測定法の欠点を補うために、「計算誤差間接推定法」を提唱した。この手法は、計算で求めた実効増倍率のバイアスを、中性子計数率の測定値と計算値との差から求めるものである。このバイアスを、計算で求めた実効増倍率の補正に使うことにより、より真値に近い実効増倍率を導くことができる。この手法の検証を行うために、中性子源増倍法を模擬した数値実験を中性子拡散計算で行った。この手法によって真の実効増倍率がどの程度再現できるかが示された。その結果、この手法によって未臨界度を高精度に評価するためには、少なくとも三ヵ所での中性子反応率の測定が必要であることが分かった。

報告書

VHTRC炉物理実験の解析によるモンテカルロコードMVPの精度評価; 臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度

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

JAERI-Tech-97-060.pdf:1.08MB

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%$$Delta$$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。

論文

Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 60-cm-diameter cylindrical core

三好 慶典; 馬野 琢也; 外池 幸太郎; 井沢 直樹; 杉川 進; 岡崎 修二

Nuclear Technology, 118(1), p.69 - 82, 1997/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.5(Nuclear Science & Technology)

NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYでは、1995年2月の初回臨界試験以後、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液燃料を用いて最初のシリーズの臨界実験を実施した。本報告書は、臨界安全設計に用いられている解析コードの信頼性評価に資するため、直径60cmの円筒タンクを用いた基本炉心に関する臨界データを公表するものである。実験では、ウラン濃度及び反射条件を主要なパラメータとして炉心条件を変更し、硝酸濃度を約2.2mol/lに保持し、ウラン濃度を313g/lから225g/lの範囲で変化させた。ここでは、ベンチマークデータとして水反射体付炉心及び反射体なしの炉心に関して、各々7ケース及び5ケースを選定している。また、我が国で整備された核データファイルJENDL3.2を用いて、2次元SN輸送コードTWOTRANと3次元モンテカルロコードMCNP4Aによる解析結果についても示し、中性子実効増倍率に関する相互比較を行った。

論文

Analysis of critical experiment BFS-61 by using the continuous energy Monte Carlo code MVP and the JENDL-3.1 nuclear data

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。

報告書

溶解工程の臨界安全解析における安全裕度の検討

山本 俊弘; 塩田 雅之*

JAERI-M 93-218, 18 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-218.pdf:0.67MB

回分式溶解槽モデルを対象として、燃焼度、ウラン及びプルトニウム以外のアクチニドや核分裂生成物の存在、溶液温度、溶液の化学的組成、燃料格子の配列等を変化させて臨界安全解析を行った。この結果、燃焼度3万MWD/T及び4万8千MWD/Tでは、核分裂生成物やウラン及びプルトニウムの組成変化を考慮して臨界安全評価することにより、新燃料に比べてそれぞれ0.1$$Delta$$K、0.15$$Delta$$K以上実効増倍率が減少した。核分裂生成物の存在を考慮することにより更に0.05$$Delta$$K実効増倍率が減少したが、マイナーアクチニドの効果は小さい。また、現実の溶解槽での溶液中への燃料成分の溶解や溶液温度の上昇、最適減速とはならない不規則な燃料せん断片の配列などを考えると、更に実効増倍率が減少する。本計算により安全評価用に設定されたモデルと実際の工程の間に存在する安全裕度の程度が明らかになった。

論文

Dual and multiple reciprocity formulations applied to fission neutron source problems

板垣 正文; C.A.Brebbia*

Boundary Elements XIV,Vol. 1: Field Problems and Applications, p.25 - 38, 1992/00

境界要素法を臨界計算に適用した場合に現れる領域積分項を境界積分に変換する二つの方法、二重相反法と多重相反法について記述する。二重相反法では、核分裂ソース分布をフーリエ級数に展開し、個々の展開項をソースとする拡散方程式の特解を利用して領域積分を等価な境界積分に変換する。必要な展開係数は別の境界積分により自動的に与えられる。多重相反法では中性子源反復の回数に応じた次数の高次基本解を用いて相反定理を繰り返し適用して境界積分のみによる定式化を行う。この方法では境界上の中性子束と中性子流を反復の度に記憶する必要があるが、精度の高い結果が得られやすい。二つの方法とも、本来、中性子束の領域積分の比で与えられる実効増倍率を境界積分のみによる表示とし、計算の効率化を図った。簡単な数値計算例について両者の得失を議論すると共に、今後の開発課題についても触れる。

論文

Boundary element formulation of fission neutron source problems using only boundary integrals

板垣 正文; C.A.Brebbia*

Engineering Analysis with Boundary Elements, 8(5), p.239 - 244, 1991/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:22.36

近年着目されている数値解法である境界要素法を中性子拡散方程式にそのまま適用すると核分裂中性子源に関する項は領域積分となり、境界要素法の利点が十分に活かされない。本論文では、このような領域積分を等価な境界積分に変換する一般的手法を与えている。まず、実効増倍率は境界上の中性子束と中性子流のみを境界積分することで求められる。核分裂中性子源と基本解の積を核とする領域積分は、核分裂中性子源分布をフーリエ級数に展開することによって等価な境界積分に変換できる。この際に必要となるフーリエ展開係数は同じく境界積分で与えられるが、中性子源反復過程では前回の反復で得られた展開係数を使った漸化式の形式で与えられるので、効率的に反復計算を進めることができる。

報告書

一次元輸送燃焼計算コード「BISON」の整備 -核分裂・核融合ハイブリット炉設計用コードの整備-

山口 隆司; 羽賀 一男; 大坪 章

PNC-TN9520 91-016, 107 Pages, 1991/08

PNC-TN9520-91-016.pdf:3.33MB

核分裂・核融合ハイブリッド炉(以下,「ハイブリッド炉」と略す。)では,核融合(D-T反応)により14MeVの中性子を放出する。また核融合による発生エネルギー当り中性子放出個数は,核分裂の場合より約4倍多い。この高いエネルギーを持ち多量に放出される中性子を利用し,周辺のブランケット部で親物質を使った電力生産や核燃料生産,さらにTRUの消滅処理を行うことができる。このようにハイブリッド炉は実用化すると核燃料サイクル全体に与える影響が大きい。そのため,今からハイブリッド炉の特性を把握しておくこと,それに止まらず積極的にその実現の可能性を探り,研究開発の見通しを得ておくことは,動燃事業団でつちかった新型炉開発技術,燃料開発技術をさらに発展させ,原子力開発に新たな面から寄与する途を開く上で重要である。ハイブリッド炉解析用に開発され公開されている計算コードとしては,一次元輸送燃焼計算コード「BISON」がある。しかし,これまでのBISONではTRU消滅型ハイブリッド炉の設計計算を行うにはTRU核種についての断面積,燃焼チェーン等のデータが不足していた。そこで今回これらのデータを,核データライブラリJENDL-3からBISONに追加した。また,BISONにグラフィク出力機能を持たせ,照射量に対する元素別の原子個数密度や実効増倍率の変化のグラフが得られるようにした。本報告書は,改修されたBISONの機能を説明し,その取り扱い方を述べたものである。

論文

臨界安全と変則的な臨界

片倉 純一

炉物理の研究, (36), p.10 - 14, 1987/00

臨界安全性では、従来の炉物理から見て盲点ともなっているような変則的とも言える臨界事象にも注意する必要がある。このような変則的な例として、(1)臨界量と幾何形状及び(2)無限増倍率と実効増倍率について説明する。(1)では、通常、同一の燃料濃度(密度)を持つ燃料の最小臨界質量は球形状で与えられると考えられるのに対し、立方体形状の方が臨界質量が小さくなる場合があることを、実例を上げて例示する。(2)では、無限増倍率の方が実効増倍率よりも通常は、大きいが、ある条件下では逆の場合もあり得ることを例示する。

論文

臨界安全解析コードシステム(KENO-IV,MGCL)による計算結果の信頼性評価

野村 靖; 下桶 敬則

日本原子力学会誌, 27(6), p.540 - 552, 1985/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクル関連施設を模擬した実験体系の実験データに基づく約900ケースのベンチマーク計算結果を統計的手法を用いて整理分析し、KENO-IVモンテカルロ計算コード及びMGCL多群定数ライブラリーの組合せからなる臨界安全解析コードシステムの、中性子実効増倍率の計算値の信頼性を評価した。

報告書

粗メッシュ法に基く3次元拡散コードの高速炉核特性評価への適用性

堀田 雅一*; 飯島 進; 吉田 弘幸

JAERI-M 9638, 75 Pages, 1981/08

JAERI-M-9638.pdf:1.92MB

6角形状燃料集合体から構成される高速増殖炉の詳細な核特性評価のために、3次元拡散コードにおける6角粗メッシュ法の適用性を、より精度の高い3角メッシュ法と比較しながら、検討した。考慮した高速増殖炉は、非均質炉心を含む種々の炉心構成のLMFBRと燃焼状態の異なるGCFRである。比較検討に用いた核特性は、実効増倍率、出力分布と中性子束分布、増殖比、種々の反応度効果、制御棒反応度価値である。比較検討の結果、通常の粗メッシュ法は高速炉核特性の詳細評価には適切でないが、T.Takedaらが開発した修正粗メッシュ法は、この目的に有効である、ことが明らかになった。しかし、この修正粗メッシュ法にも径方向非均質炉心LMFBRのような非常に複雑な炉心形状をした高速炉の出力分布、増殖比の評価に若干の問題がある。

報告書

1群拡散理論に基づく高速炉の燃焼解析の検討

吉田 弘幸; 田坂 完二

JAERI-M 4588, 47 Pages, 1971/09

JAERI-M-4588.pdf:1.95MB

本論文は1群拡散理論を用いて、高速炉の燃焼特性である実効増倍率、出力分布、原子数密度を解析し、その妥当性を検討したものである。その結果次の結論を得た。(1)1群拡散方程式の定数となる1群炉定数は燃焼状態によってかなり変動する。(2)高速炉の燃焼特性のうち出力分布と原子数密度は初期状態の1群炉定数で充分推定可能である。(3)実効増倍率は初期状態で定義された反応率一定による1群炉定数のみでは不充分である。しかし摂動論的物質価値を表わす1群炉定数をあらためて定義することにより、充分な精度で推定可能である。従って、初期状態で定義した1群炉定数を用いた1群拡散理論に基く高速炉の燃焼解析は可能である。また、1群炉定数の燃焼による変化を近似的に、原子数密度変化と初期状態で定義した1群炉定数とであらわす方法についても検討した。

口頭

$$1/f^{beta}$$周波数分布乱雑体系における中性子実効増倍率分布の指数依存性

荒木 祥平; 山根 祐一; 植木 太郎; 外池 幸太郎

no journal, , 

燃料デブリ取出し時の再臨界リスクを評価するには、様子のわからないデブリ内部について、物質の乱雑な分布を仮定して臨界計算を行う必要がある。仮定した乱雑さの様子が計算結果の中性子実効増倍率($$k_{eff}$$)の分布を通して臨界リスクの評価に影響するため、乱雑さの様子と$$k_{eff}$$の分布との関係を明らかにすることを目的として解析を行った。解析では、確率論的乱雑化モデルを用いて自然界でよく観察される$$1/f^{beta}$$の周波数分布を持つ乱雑な体系を生成することで、周波数fの指数$$beta$$$$k_{eff}$$分布の分散との関係を調べた。その結果$$k_{eff}$$の分散は$$beta$$に対し正の相関があることが分かった。この成果は、解析で得られた$$k_{eff}$$の分布に対する空間分布の乱雑さの影響を理解し、デブリの再臨界リスク評価の精度向上に資することが期待できる。

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