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報告書

KRITZ-2臨界実験のベンチマーク解析

奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正

JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB

KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO$$_{2}$$燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245$$^{circ}$$C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO$$_{2}$$炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。

論文

Analysis of benchmark results for reactor physics of LWR next generation fuels

北田 孝典*; 奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04

UO$$_{2}$$及びMOX燃料を使用して70GWd/t以上の高燃焼度を狙った軽水炉次世代燃料に対する燃焼計算ベンチマークを行った。多数のベンチマーク参加者から提出された燃焼計算結果に基づき、軽水炉次世代燃料に対する炉物理パラメータの計算精度を確認するとともに、計算結果の詳細な差異要因の分析を行った。さらに、計算結果の差異を低減するために今後必要となる実験や課題を提案した。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 1; Radiochemical analysis

篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06

英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度良く測定した。本論文(PaperI)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つものである。なお別報(PaperII)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 1; Radiochemical analysis

篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.34(Nuclear Science & Technology)

英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度よく測定した。本論文(Paper 1)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つモノである。なお別報(Part 2)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。

報告書

Analytical evaluation on loss of off-site electric power simulation of the High Temperature Engineering Test Reactor

竹田 武司; 中川 繁昭; 橘 幸男; 高田 英治*; 國富 一彦

JAERI-Research 2000-016, p.80 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-016.pdf:2.72MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験は、高温ガス炉(HTGR)技術基盤の確立と高度化のため1999年9月28日に開始した。出力上昇試験の中で、通常運転(原子炉出力15,30MW)からの商用電源喪失試験が計画されている。そこで、HTTRの商用電源喪失時の原子炉及びプラント過渡挙動の解析評価を行った。なお、本解析評価は、HTGRの性能評価に関するIAEA協力研究計画用ベンチマーク問題として提案されている。本報は、商用電源喪失事象のシナリオ、HTTRの主なコンポーネント及びシステムの概要、詳細な熱及び核データセット、HTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を用いたベンチマーク問題の事前評価結果を報告するものである。

論文

Benchmark analysis of experiments in fast critical assemblies using a continuous-energy monte carlo code MVP

長家 康展; 中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.6 - 19, 1998/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.92(Nuclear Science & Technology)

高速炉体系に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPの妥当性を評価するためにJENDL-3.2ライブラリーを用いてFCA及びZPPR-9炉心についての実験解析を行った。計算に用いられた体系は実験体系をほとんど正確に模擬して計算され、物理モデルも評価済み核データと同様のものが用いられた。その結果、実効増倍率はFCA X-2炉心を除いて0.5~0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$過小評価した。また、中心反応率比及び反応率分布に対して実験値と計算値はほぼすべての反応について誤差の範囲内で一致した。更に、実効増倍率の過小評価の原因を調べるためにJENDL-3.2の$$^{238}$$U非弾性散乱断面積をENDF/B-VIのものに置き換えて、炉心計算を行った。その結果、実効増倍率はFCAの炉心については0.4~0.5%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$、ZPPR-9炉心については約0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$増加し、C/E値は改善された。この実効増倍率の増加の原因は主に$$^{238}$$U非弾性散乱断面積の2次中性子エネルギー分布にあることが分かった。これらのベンチマーク解析を通じて、MVPコードの妥当性が確認された。

論文

Production and verification of the MCNP cross section library FSXLIB-J3R2 based on JENDL-3.2

小迫 和明*; 山野 直樹*; 前川 藤夫; 大山 幸夫

Proc., 1996 Topical Meeting on Radiation Protection and Shielding, 1, p.1088 - 1095, 1996/00

JENDL-3.2に基づくMCNP用連続エネルギー断面積ライブラリFSXLIB-J3R2を、修正を加えた断面積処理コードNJOYを使って作成した。FSXLIB-J3R2ライブラリはJENDL-3.2に与えられている全340核種の断面積を300Kの温度で処理したデータが収納されている。本ライブラリの妥当性を示すために元のJENDL-3.2のデータとの比較、及びいくつかのベンチマーク実験の解析を行った結果、その妥当性が実証された。

報告書

Summary report for IAEA CRP on lifetime prediction for the first wall of a fusion machine; JAERI contribution

鈴木 哲; 荒木 政則; 秋場 真人

JAERI-M 93-049, 26 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-049.pdf:0.7MB

1989年IAEAにおいて「核融合実験炉第1壁の寿命評価」研究協力会議(IAEA Coordinated Research Program)が開始され、イスプラ研究所(JRC-Ispra)、NETチーム、カールスルーエ研究所(KfK)、ロシア研究所(旧クルチャトフ研究所)及び原研の5つの研究所が本研究協力会議に参加した。本会議の目的は、次期核融合実験炉の第1壁における熱疲労寿命を数値解析によって予測し、ITERの設計活動に貢献することである。今回はイスプラ研究所にて実施された第1壁模擬試験体の熱疲労実験がベンチマーク問題のモデルとして採用され、全参加者は有限要素解析コードを用いて熱応力解析を実施し、模擬試験体の熱疲労寿命を予測した。その解析モデルに対する研究協力会議は1992年をもって終了した。本報告は上記の解析モデルに対する原研の解析結果をまとめたものである。

論文

Sensitivity study on some parameters of disruption erosion analysis

功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 伊勢 英夫*; 山崎 誠一郎*

Fusion Technology, 21, p.1863 - 1867, 1992/05

核融合炉ディスラプション時の熱損傷量を評価するため、日本を始めとして米国及びECで、蒸発・溶融を伴うディスラプション熱応答解析コードが開発されている。しかし、同一熱負荷条件における各国コードの熱損傷量が互いに異なることが指摘されており、この原因を解明する必要がある。本報告は、ディスラプション熱応答解析コードの数値解析及び数理モデル上の種々のパラメータ(計算格子、時間増分、境界条件、蒸発モデル式及びモデル定数、材料の熱物性値の温度依存性など)の感度特性を評価した結果をまとめたものである。本解析の結果、材料の熱伝導率及び蒸気圧の温度依存性が熱損傷量に大きく影響することが明らかとなった。しかし、依然として各国間の結果の差を説明し得る有力な根拠を得ることができなかった。そこで、コードの信頼性を検証するためのベンチマーキングを提案した。

論文

Proposal for one-dimensional benchmarking tests of thermal erosion problem

功刀 資彰

SAND-92-0222, p.3-6 - 3-13, 1991/00

プラズマディスラプション時のダイバータ板等の熱損傷問題は、主に実験的に調べられているが、同時に数例の数値解析も行われておりそれらの結果の相違が指摘されている。本提案は、現在世界に存在するディスラプション解析コードの妥当性を相互に検討し、特に、材料融解及び蒸発に関するモデル化について共通の理解を深めようとするものである。

報告書

遮蔽安全解析用標準群定数の作成と精度検証

山野 直樹*; 田原 隆志*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 90-183, 142 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-183.pdf:3.28MB

核燃料施設に対する遮蔽安全解析を行う際に必要となる標準群定数を作成した。さらに本群定数の妥当性を検証するため、本群定数を用いた遮蔽ベンチマーク問題の解析を行なった。この標準群定数は、評価済核データファイルとして、JENDL-3およびPHOTXを用いてRADHEAT-V4システムにより作成した。中性子および$$gamma$$線に対し、それぞれ120群、18群のものと22群、18群のものを、43核種に対して作成した。遮蔽ベンチマーク問題としては、(1)JRR-4、鉄-水多重層問題、(2)ORNL、Na透過問題、(3)KfK、鉄ベンチマーク問題の計3問題である。解析結果は、実験で得た反応率およびスペクトルと良い一致を示した。

報告書

Benchmark calculations by the nuclearcriticality safety analysis code system JACS(MGCL, KENO-IV)

野村 靖; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 小室 雄一; 奥野 浩

JAERI 1303, 152 Pages, 1986/11

JAERI-1303.pdf:4.56MB

原研で開発された臨界安全解析コードシステムJACSのうち、KENO-IVモンテカルロ・コードとMGCLデータ・ライブラリーの組合せによる計算の精度を検証するため、1980年以来多種多様な核燃料施設を模擬した臨界実験のデータを用いてベンチマーク計算が実施されてきた。これらの結果は、その都度JAERI-Mレポートその他に発表されてきた。本報告は、これらの計算精度検証に関する成果について、既発表のものを含め、他の結果を追加し、総合的に評価し、まとめたものである。記載した実験体及び計算ケースは、均質単一ユニット体系の17種類502ケース、均質複数ユニット体系8種類331ケース及び非均質体系16種類561ケースに上り、それぞれ実験体系、実験データ及び計算結果について簡明に記述してある。また、実効増倍率計算値にバイアス誤差を生ずる各因子を摘出し、その原因、影響について考察した。

報告書

Data set for Benchmark Calculation on Ideal MHD Beta Limit of INTOR Plasma

常松 俊秀; 徳田 伸二; 根本 俊行; 安積 正史; 竹田 辰興

JAERI-M 86-172, 54 Pages, 1986/10

JAERI-M-86-172.pdf:0.8MB

本報告は、理想MHD安定性から決まるトカマク・プラズマのベ-タ値限界計算のためのベンチマ-ク・デ-タセットをまとめたものである。このデ-タセットはINTOR等国際核融合研究協力において有効に利用されている。各国提示結果の詳細な比較の為に、計算の基礎方程式数値計算法も併せて述べる。

報告書

SRACコードシステムによるIAEA研究炉ベンチマークの解析のための計算方法の検討

森 正明*; 土橋 敬一郎

JAERI-M 84-230, 34 Pages, 1984/12

JAERI-M-84-230.pdf:0.86MB

研究炉の核的解析を行うにあたり、先ず当面する問題は、燃料板を単位とする周期配列と、これを束ねた燃料要素の配列から生ずる二重非均質性の取扱いであり、更に少数群定数の縮約に伴う取扱いである。IAEAの研究・試験炉の濃縮度低減化のためのガイドブックに掲載してあるベンチマーク炉心に更にガイドプレート中に可燃性毒物板を挿入したものを対象として、SRACコードシステムを用いて、いろいろの計算方法を試みた。多群非均質輸送計算を基準として比べると、拡散計算の場合は、アルミのような透明な物質でできているガイドプレートを非均質に取扱うよりも、その近傍の水と均質化したうえで、炉心計算を行うと、Keffや可燃性毒物効果は基準値と良好な一致を見ることが結論された。

論文

核燃料輸送容器熱・構造計算コードの比較検討

幾島 毅; 金衛 敬興*; 島田 裕久*; 下田 収*

日本原子力学会誌, 26(9), p.781 - 792, 1984/00

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

核燃料輸送容器の熱・構造設計や解析に使用できる多くの計算コードがある。核燃料輸送容器の熱・構造解析をする者にとっての1つの問題は、使用する計算コードの選択である。このため、計算結果の妥当性を評価するために、核燃料輸送容器の熱・構造計算コードの検証計算を実験結果と比較して実施した。本報告は検証計算結果について述べたものである。

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