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論文

Monte Carlo uncertainty quantification of the effective delayed neutron fraction

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.539 - 547, 2018/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:14.48(Nuclear Science & Technology)

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によって$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析における$$beta_{rm eff}$$の妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりも$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対する$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分は$$^{235}$$Uの遅発中性子収率に起因することが分かった。

論文

核設計基本データベースの整備,12; FCA-X-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価,共同研究最終報告書

横山 賢治*; 沼田 一幸*; 石川 眞*; 大井川 宏之; 飯島 進

JNC-TY9400 2000-006, 168 Pages, 2000/04

核燃料サイクル開発機構と原研は共同研究として、高速炉設計のための統合炉定数の精度向上と信頼性確保の観点から、FCA実験データの整備及び炉定数調整計算への適用を進めてきた。本報告書では、FCA-X-1炉心の計算精度評価及び感度解析、FCA-XVII-1炉心のNaボイド反応度価値に対する詳細検討、FCA炉心とJUPITER炉心の間の整合性評価についてまとめる。

論文

Precise determination of $$beta$$$$_{eff}$$ for water-moderated U and U-Pu cores by a method using buckling coefficient of reactivity

須崎 武則; 桜井 淳; 中島 健; 堀木 欧一郎*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.386 - 394, 1999/00

実効遅発中性子割合$$beta$$$$_{eff}$$のベンチマークデータを取得するため、反応度のバックリング係数を用いる新しい方法を提案し、この方法を水対燃料体積比の異なる4種のU炉心及びMOX燃料領域の大きさの異なる3種のU-Pu炉心に対して適用した。TCAに構成したこれらの炉心について、レーザー水位計と反応度計を用いた水位反応度の精密測定からドル単位のバックリング係数を求めた。また、この係数が水位に依らず一定であることを利用して、広範な水位変化に伴う反応度の高精度モンテカルロ計算結果から$$Delta$$k/k単位のバックリング係数を求めた。$$beta$$$$_{eff}$$は両者のバックリング係数の比として評価される。その値を、JENDL3.2ライブラリを用いた通例の方法による$$beta$$$$_{eff}$$計算結果と比較したところ、全炉心について計算値と評価値は3%以内の差で一致し、熱中性子炉に関する同ライブラリの遅発中性子定数の妥当性が示された。

論文

指数実験およびモンテカルロ計算により評価された未臨界度の比較

桜井 淳; 山本 俊弘

日本原子力学会誌, 40(4), p.304 - 311, 1998/00

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

指数実験とモンテカルロ計算により得られた未臨界度の差は約1%である。検出器、中性子源配置、及び解析における高次モードを含むデータの放棄により、実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)以外に起因する実験誤差を1%程度に削減できた。さらに誤差を削減するためには、誤差全体を支配する$$beta$$$$_{eff}$$の誤差(5%)を低減する必要がある。正方配列炉心に対して作成したバックリング-反応度換算係数の相関式は、非正方配列炉心に対して適用することができる。

論文

Benchmark experiments of effective delayed neutron fraction $$beta$$$$_{eff}$$ in JAERI-FCA

桜井 健; 岡嶋 成晃; 袖山 博志; 大杉 俊隆; M.Martini*; P.Chaussonnet*; H.Philibert*; I.P.Matveenko*; S.P.Belov*; V.A.Doulin*; et al.

Proc. of Int. Conf. on Physics of Nucl. Science and Technol., 1, p.182 - 189, 1998/00

高速炉臨界実験装置FCAで行った実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)の国際ベンチマーク実験の成果を報告する。本実験はOECD/NEAにおける核データ評価国際ワーキンググループの枠組みの中で、高速炉の$$beta$$$$_{eff}$$の予測精度向上のために行ったものである。特に$$beta$$$$_{eff}$$の測定において、さまざまな手法による測定値間の相互比較を行うことにより測定上の目標精度$$pm$$3%を得ることを主眼において実験を行った。実験は、燃料組成を系統的に変化させて構築した3つの炉心、XIX-1(93%濃縮U炉心)、XIX-2(23%富化度Pu/U炉心)、XIX-3(Pu炉心)で行った。実験参加機関は、原研のほかにCEA(フランス)、IPPE(ロシア)、KAERI(韓国)、LANL(アメリカ)、名古屋大学である。これら参加機関がそれぞれ独立した手法で$$beta$$$$_{eff}$$測定を行い、$$beta$$$$_{eff}$$測定値間の相互比較を行った。その結果、個々の測定値間には測定誤差を越えるばらつきが生じた。しかし、これら測定値の平均をとることにより、測定上の目標精度$$pm$$3%を満足することができた。実験解析はJENDL3.2核データファイルに基づいた。

論文

Status of international benchmark experiment for effective delayed neutron fraction ($$beta$$$$_{eff}$$)

岡嶋 成晃; 桜井 健; 向山 武彦

JAERI-Conf 97-005, 00(00), p.71 - 76, 1997/00

実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)の予測精度向上を目的とした$$beta$$$$_{eff}$$国際ベンチマーク実験が実施されている。この実験は、MASURCA(フランスCEA-Cadarache)でのベンチマーク実験とFCA(日本 原研-東海)でのベンチマーク実験から成る。1993~1994年に実施されたMASURCAでの実験では、6ヵ国が参加して、組成の異なる2つの炉心でそれぞれの手法で$$beta$$$$_{eff}$$測定を行った。FCAでの実験では、MASURCAでのベンチマーク実験を補完することを目的として、組成の異なる3つの炉心が選定された。FCAでの実験は1995年に開始し、現在も実施中である。一連の実験は、OECD/NEA/NSCでの核データ評価国際協力ワーキングパーティー(WPEC)の課題として受け入れられている。

報告書

高速炉設計用計算プログラム,2; 2次元・3次元拡散摂動理論計算コード:PERKY

飯島 進; 吉田 弘幸; 桜木 廣隆*

JAERI-M 6993, 51 Pages, 1977/02

JAERI-M-6993.pdf:1.29MB

計算コードPERKYは2次元または3次元拡散近似に基き、通常のFirst-order-perturbation theoryかExact perturbation theoryを用いて高速炉の反応度価値、動特性パラメーターを計算するコードである。計算項目は、微視的断面積を用いた実効遅発中性子割合、即発中性子寿命、核種の反応度価値空間分布の計算、及び微視的断面積、または巨視的断面積を用いた反応度変化の計算である。本コードは高速炉設計用計算プログラムの一環として作成されており、他の計算コードの計算結果を入力データとして使用する。中性子束、随伴中性子束はCITATION、断面積はPIGEONの計算結果を使用する。本論文には入力データの作成方法、プログラムの構造、計算式及び計算例を記述した。

口頭

一点炉動特性方程式に基づく未臨界状態における出力の漸近的挙動

山根 祐一

no journal, , 

再処理施設における溶液の誤移送や原子炉及び臨界集合体での臨界近接、福島第一原子力発電所での燃料デブリ取出しなど、未臨界状態の核燃料に反応度が添加される条件で、反応度添加終了後の全反応度と、出力の漸近的挙動とを関係づける方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。従来の未臨界度評価手法では、核燃料内部の組成や構造に基づいて即発中性子寿命を計算により求める必要があるが、導出した新たな方程式には即発中性子寿命が含まれない。このため、体系の大きさや内部の組成及び構造を知ることなく中性子検出器の計数率のみで未臨界度を評価できる可能性を示すことができた。一点炉動特性コードによる数値計算で得られた出力挙動のデータと比較し、両者がほぼ一致することを確認した。

口頭

出力の漸近的挙動に基づく反応度評価

山根 祐一

no journal, , 

核燃料施設においては核燃料溶液の臨界管理されていない容器への流入、原子炉では燃料の装荷や制御棒引き抜き、福島第一原子力発電所では燃料デブリ取出しや準備のための水張りなどを想定し、未臨界の核燃料の反応度が変化した後に生じる出力の漸近挙動を反応度の関数として表す方程式を、一点炉動特性方程式に基づいて導出した。この出力漸近挙動を表す方程式を利用して反応度を評価する手法を開発し、実験データに適用してドル単位の反応度を誤差$$4%$$程度以下で評価できる見通しを得た。

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