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論文

Development of fission source acceleration method for slow convergence in criticality analyses by using matrix eigenvector applicable to spent fuel transport cask with axial burnup profile

黒石 武; 野村 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(6), p.433 - 440, 2003/06

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

実際の使用済み燃料輸送容器の臨界安全性解析において有効な核分裂源収束加速手法を研究した。OECD/NEA燃焼度クレジットベンチマーク問題II-Cでは、炉内中性子束測定に基づいて、ほぼ対称形から強非対称形に至るまでのさまざまな軸方向燃焼度分布が提案された。その中のいくつかのケースにおける従来モンテカルロ手法の計算結果は、核分裂源分布の極めて緩慢な収束性を示し、臨界性統計評価のための信頼し得る核分裂源分布を得るためには、極めて大きなスキップサイクル数が必要となった。核分裂源収束緩慢性を改善すべく開発され従来モンテカルロ計算に組み込まれてきた行列固有値計算をこのベンチマーク問題に適用した。行列固有値計算の有効性は、その行列要素の評価精度に依存する。核分裂源の収束が不十分な状態でさらなる加速手法を適用する際に、特に極めて緩慢な収束性を示す本ベンチマーク問題に対して、小さい核分裂源の行列要素の統計評価による大きな変動により、異常な加速結果を示した。このような場合、行列要素を評価する際のヒストリー数を単純に増加させる場合と比較して計算時間的により有効な核分裂源加速手法を提案する。

報告書

Extended calculations of OECD/NEA phase II-C burnup credit criticality benchmark problem for PWR spent fuel transport cask by using MCNP-4B2 code and JENDL-3.2 library

黒石 武; Hoang, A.; 野村 靖; 奥野 浩

JAERI-Tech 2003-021, 60 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-021.pdf:4.56MB

OECD/NEAベンチマーク問題II-Cにおいて提案されたPWR使用済み燃料輸送容器を対象に、軸方向燃焼度分布の非対称性による反応度効果について研究した。炉内中性子束測定に基づき、軸方向燃焼度分布は21の組成領域で模擬される。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4B2と核データライブラリーJENDL-3.2を用いて、3次元モデルの臨界計算を実施した。アクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に加え、アクチニドのみ考慮する手法についても実施した。計算の結果、燃焼度A.O.の増加に伴って、実効増倍率及び端部効果はほぼ直線的に増加することが示された。また、より高い燃焼度に対して、燃焼度分布非対称性の端部効果への感度はより高い。軸方向分布を持つ燃焼度に対して、核分裂源分布は、燃料下端部より燃焼度の低い上端部に向かってピークがシフトするという強非対称になった。さらに、平均燃焼度の増加に伴って、核分裂源分布のピークはより高くなった。実測値から得られた最も非対称性の強い軸方向燃焼度分布を用いてアクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に基づく実効増倍率計算結果と比較することより、一様燃焼度分布を仮定したアクチニドのみ考慮する手法の保守性を定量的に評価することができる。

論文

Burnup importance function introduced to give an insight into the end effect

奥野 浩; 酒井 友宏*

Nuclear Technology, 140(3), p.255 - 265, 2002/12

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

燃焼度クレジットを入れた燃焼燃料の臨界安全評価では端部効果がしばしば議論されるが、その定量的な議論に役立てるためにこの論文では燃焼度インポータンス関数を導入した。この関数は、反応度に対する燃焼の影響を燃料位置の関数として表す。燃焼度インポータンス関数をOECD/NEAの燃焼度クレジット専門家グループで採用されたフェーズIIAベンチマーク体系に適用した。この関数は、端部の燃焼度インポータンスが (1) 燃焼度,(2) 冷却期間,(3) 燃焼度分布及び (4) 核分裂生成物の考慮の場合に増加することを明瞭に示した。

論文

Burnup importance function and its application to OECD/NEA/BUC phase II-A and II-C models

奥野 浩; 外池 幸太郎; 酒井 友宏*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10

燃焼の進展に伴い、軽水炉用燃料集合体の反応度は核分裂性核種の減損、特に軸方向中央部の減損により減少する。端部の反応度変化への重要性を描写するために、燃焼重要度関数を局所的な燃焼度変化の反応度減少への重みとして導入した。この関数をOECD/NEA/BUCのフェーズII-Aモデル(使用済PWR 燃料棒を表す)及び簡単化したフェーズII-Cモデル(局所的な燃焼変化による反応度変化を研究)に適用した。フェーズII-Aモデルへの適用は、端部の燃焼重要度が燃焼度あるいは冷却期間の増加に伴い増加することを明瞭に示した。異なる初期濃縮度での燃焼重要度を比較した。簡易化されたフェーズII-Cモデルへの適用の結果は、燃焼重要度関数が、平均燃焼度を一定にし燃焼度変化が最大・最小測定値の間であるという束縛条件下で最も反応度の高い燃焼分布を見い出すのに役立つことを示した。

報告書

PLUTON:Three-group neutronic code for burnup analysis of isotope generation and depletion in highly irradiated LWR fuel rods

Lemehov, S.; 鈴木 元衛

JAERI-Data/Code 2001-025, 338 Pages, 2001/08

JAERI-Data-Code-2001-025.pdf:26.87MB

PLUTONコードは水炉のUO$$_{2}$$燃料、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$入り燃料、不均一MOX燃料などのペレットにおける発熱密度、燃焼度、超ウラン元素の濃度、プルトニウム蓄積、核分裂性同位元素の減損、核分裂生成元素の濃度などの半径方向プロファイルを平均値とともに時間及び燃焼度の関数として算出する3群中性子反応燃焼解析コードである。本コードはWindows PC上で稼働するプログラムであり、ペレット内中性子減衰の理論的な形状関数を適用したので、非常に高速で正確な計算が容易に実行できる。本コードは、検証のために必要な実験データを提供するHalden炉の照射条件を内蔵している。計算対象の超ウラン元素は$$_{92}$$U$$^{233-239}$$, $$_{93}$$Np$$^{237-239}$$, $$_{94}$$Pu$$^{238-243}$$, $$_{95}$$Am$$^{241-244}$$ 及び $$_{96}$$Cm$$^{242-245}$$ である。また、扱うポイゾン性核分裂生成物元素は、$$_{54}$$Xe$$^{131, 133, 135}$$, $$_{48}$$Cd$$^{113}$$, $$_{62}$$Sm$$^{149, 151, 152}$$, $$_{64}$$Gd$$^{154-160}$$, $$_{63}$$Eu$$^{153, 155}$$, $$_{36}$$Kr$$^{83, 85}$$, $$_{42}$$Mo$$^{95}$$, $$_{43}$$Tc$$^{99}$$, $$_{45}$$Rh$$^{103}$$, $$_{47}$$Ag$$^{109}$$, $$_{53}$$I$$^{127, 129, 131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133}$$, $$_{57}$$La$$^{139}$$, $$_{59}$$Pr$$^{141}$$, $$_{60}$$Nd$$^{143-150}$$, $$_{61}$$Pm$$^{147}$$ である。扱うFPガス及び揮発性生成物元素は、$$_{36}$$Kr$$^{83-86}$$, $$_{54}$$Xe$$^{129-136}$$, $$_{52}$$Te$$^{125-130}$$, $$_{53}$$I$$^{127-131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133-137}$$ 及び $$_{56}$$Ba$$^{135-140}$$である。解析結果の検証は83GWd/tUの燃焼度までなされ、解析と実測データは満足すべき一致をみた。

報告書

OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIA; Criticality calculations of BWR spent fuel assemblies in storage and transport

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 安藤 良平*

JAERI-Research 2000-041, 179 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-041.pdf:6.11MB

この報告書は、経済開発機構原子力機関(OECD/NEA)の後援の下に燃焼度クレジット臨界計算ワーキンググループで実施されたベンチマーク問題IIIAの最終結果を示す。ベンチマーク問題は、1層の沸騰水型原子炉使用済燃料集合体配列モデルの中性子増倍率(k$$_{eff}$$)に対する、現行の計算コード及びデータ・ライブラリの組み合わせが持つ予測能力を確認することを意図している。全部で22題のk$$_{eff}$$を計算するベンチマーク問題を提案している。以下のパラメタの効果を検討する: 冷却期間、FP核種考慮の有無、軸方向燃焼度分布考慮の有無、燃焼時の軸方向ボイド率分布または一定ボイド率の考慮。22題のうち5題の問題については、軸方向の核分裂割合の分布も要求している。9ヶ国からなる17機関の寄与により、21組の結果を提示している。参加者により計算されたk$$_{eff}$$値の平均値からの相対的な広がりは、ほぼ$$pm$$1%$$delta$$k/kの幅に収まっている。また、核分裂割合分布計算値の平均からのずれは、多くの場合において$$pm$$5パーセントの範囲内にあるとの結果を得ている。

報告書

OECD/NEA burnup credit criticality benchmark; Result of phase IIA

高野 誠; 奥野 浩

JAERI-Research 96-003, 170 Pages, 1996/02

JAERI-Research-96-003.pdf:5.24MB

この報告書は、経済開発機構原子力機関で実施された燃焼度クレジットの臨界ベンチマーク問題フェーズIIAの最終結果を示したものである。フェーズIIAのベンチマーク問題では、加圧水型原子炉使用済燃料の軸方向燃焼分布が臨界性に与える効果(端部効果)を検討した。燃焼度10、30及び50GWd/tにおける軸方向分布を考慮した。10ヶ国、18機関から合計22の結果が提出された。参加者の中性子増倍率は、$$pm$$1.0%$$Delta$$kの幅で広がっていた。しかし、より厳密な比較を行った後では、この幅は$$pm$$0.5%$$Delta$$kに縮まった。30GWd/tまでの照射では端部効果は1.0%$$Delta$$k未満であった。しかし50GWd/tの場合では、この効果はアクチノイドとFPを両方考慮したときには4.0%$$Delta$$kを超え、またアクチノイドのみでは1.0%$$Delta$$k未満にとどまった。核分裂密度のデータは、燃焼燃料系の臨界安全解析における端部領域が持つ重要性を示した。

論文

Effects of radio-frequency-induced radial diffusion on triton burnup

山極 満

Physics of Plasmas, 1(1), p.205 - 207, 1994/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:71.13(Physics, Fluids & Plasmas)

イオンサイクロトロン周波数帯基本波加熱をともなうD($$^{3}$$He)プラズマにおいて高周波誘起径方向拡散がトリトン燃焼にもたらす効果について解析を行う。トリトン速度分布関数は径方向拡散項を含むフォッカープランク方程式より決定される。高周波パワーがプラズマ中心に極度に局在化する場合には、トリトンは第2高調波共鳴による高周波誘起拡散のために中心から追いやられ、D-T反応による14MeV中性子放射プロファイルが極端に平坦化される可能性がある。このことは中性子計測のみを通してイオンの高周波誘起径方向拡散が実証されるかもしれないことを意味する。

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