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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。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク解析結果の検討

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB

本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理に関するベンチマーク問題の提案及び解析結果

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB

日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。

論文

Radioactive inventory calculation for JPDR to be dismantled

笹本 宣雄; 助川 武則; 小手川 洋; 芝本 真尚; 江連 秀夫

Theory and Practices in Radiation Protection and Shielding, p.570 - 577, 1987/00

原子炉解体技術開発の一環として、放射能インベントリ評価コードシステムDOICを開発し、その計算精度を、JPDR炉内構造物、圧力容器、生体遮蔽体での放射能実測値との比較により評価した。その結果、炉内構造物、圧力容器では精度良く実測値を再現でき、遮蔽体内では2~3倍過大評価することを明らかにした。これらのDOICによる計算値と実測値にもとづいてJPDRの全インベントリの評価を行い、1986年3月現在のデータとして4,600Ciを得た。

報告書

SHE-14可燃性毒物棒反応度価値解析; VHTR核設計法の精度検討,5

高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一

JAERI-M 9956, 23 Pages, 1982/03

JAERI-M-9956.pdf:0.81MB

多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として、半均質臨界実験装置(SHE)で行われた可燃性毒物(BP)棒の反応度価値測定の解析を、SHE-14体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびTWOTRAN-IIを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよびBP棒反応度価値を計算した。BP棒が一本および二本装荷された炉心に対し、解析用モデルをR-O形状で作成し、それぞれ三種のBP棒のボロン濃度に対し解析した。解析により得られたBP棒反応度価値は、ボロン濃度が4.27および8.35wt%の場合、実験値と10%以内で一致した。しかし、ボロン濃度が2.11wt%の場合には、20%以上の相違を示した。

報告書

SHE臨界質量実験の解析; VHTR核設計法の精度検討,1

高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一; 大村 博志*

JAERI-M 9955, 81 Pages, 1982/03

JAERI-M-9955.pdf:2.92MB

多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として、半均質臨界実験装置(SHE)で行われた臨界質量実験の解析を、SHE-8、12、13、14の各体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびCITATIONを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよび実効増倍率を計算した。実効増倍率の計算は、二次元のR-Oモデルおよび二種のTriangnlarモデル、さらに三次元のTriangnlar-Zモデルを用いて行った。次に補正計算を、軸方向バックリング効果、モテル化による効果、輸送効果等に対して行った。解析により得た実効増倍率は、実験値と約1~3%程度の相違を示した。このため実験炉の設計に用いている核設計コードのより精密な検証を行うためには、さらに詳細な解析が必要である。

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