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論文

Inter-code comparison of TRIPOLI${textregistered}$ and MVP on the MCNP criticality validation suite

Brun, E.*; Zoia, A.*; Trama, J. C.*; Lahaye, S.*; 長家 康展

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.351 - 360, 2015/09

本論文は、CEA Saclayと原子力機構で行われている、選抜ICSBEPベンチマーク問題に対するモンテカルロコードTRIPOLI${textregistered}$とMVPのコード間比較についての共同研究の結果を発表するものである。本研究の目標は、臨界安全における厳密なコード間比較を行うため、共通のモンテカルロ入力データを用意することである。参照入力データとして、他のモンテカルロコード開発者が将来簡単にコード間比較できるよう、MCNP臨界計算妥当性評価ベンチマーク集を用いることとした。コード間比較の目的のため、MCNPの入力データを近似なく翻訳し、TRIPOLI${textregistered}$とMVPの入力データを作成した。両コードともENDF/B-VII.0を用い、オリジナルMCNP入力データとできる限り同じ条件で計算を行った。この要旨では、BIGTENベンチマークの予備結果のみ示す。本論文では、31ベンチマーク問題すべての結果を示す予定である。将来、このデータベースは、核データ評価の感度解析、CPU時間と性能指数の比較にも役立つであろう。

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.8141 - 8155, 2015/08

高速炉の安全設計基準を支える熱流動評価手法として、燃料集合体内熱流動、自然循環崩壊熱除去、高サイクル熱疲労、炉心損傷事故を取り上げ、さらにそれら評価手法の検証の手法について、JSFRを対象とした試験研究とともにここに概説する。これらの評価手法は高速炉の熱流動現象の全体にかかる数値解析システムとして集約されるとともに人材育成と技術伝承のツールとしても有効に活用される計画である。

論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

報告書

高温ガス炉の黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの検証

島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。

論文

Validation of integrated burnup code system SWAT2 by the analyses of isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04

本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。

論文

Activities for revising Nuclear Criticality Safety Handbook

奥野 浩; 野村 靖

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11

日本の臨界安全ハンドブックは1988年に初版が発刊され、その英訳が1995年になされた。この論文は計算コードの検証に力点を置きながら、米国の臨界安全関係者に日本のハンドブック改訂活動を紹介することを意図している。その中には、(1) 「臨界安全ハンドブック第2版」の公刊とその英訳,(2) 「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の公刊,(3) 「臨界安全ハンドブック・データ集第2版」の作成準備,が含まれる。

論文

Present status of nucleon-meson transport code NMTC/JAERI

高田 弘; 明午 伸一郎; 仁井田 浩二*

Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications, p.949 - 954, 2001/00

原研とKEKによる統合計画の大強度加速器施設の核設計に用いるため、核子・中間子輸送コードNMTC/JAMについて、高エネルギー核反応計算モデルの導入に関連して、発生するすべての中間子、バリオン、レプトンの輸送を取り扱う拡張を加えたほか、核子-原子核散乱断面積及び弾性散乱角度分布をより正確に扱えるように系統式を修正した。また、ビーム照射による損傷評価のためはじき出し損傷断面積評価計算機能を評価した。改良したNMTC/JAMを用いて、中性子の遮蔽体透過実験解析や厚いターゲットにおける反応率分布測定の解析を行った。前者について、NMTC/JAMによる計算結果は透過成分及び周辺への散乱成分ともに実験値とよく一致した。またGeV領域に陽子入射に関して、中性子生成量が従来よりも増加し、反応率分布について実験値との一致度が向上した。

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

事故時に放出されたトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードの開発

野口 宏; 横山 須美

KURRI-KR-30, p.204 - 209, 1998/00

わが国における核融合施設に対する安全評価法の検討に資するため、事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードを開発した。本開発では、線量評価に影響するトリチウム特有の環境中挙動をモデル化すること、従来の原子力施設に対する安全評価法、特に気象指針との整合性を図るため、統計気象計算ができることなどを考慮した。本講演では、コードの概要、解析結果、検証結果などについて発表する。

論文

The Preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 2; Criticality codes and their evaluation

片倉 純一; 奥野 浩; 内藤 俶孝

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.138 - 144, 1987/00

原研では、科学技術庁の委託により昭和57年度から昭和61年度の4ヶ年に亘って、臨界安全のための各種データを計算により作成して来た。その結果は、臨界安全ハンドブック原案としてまとめられた。計算に用いた核定数ライブラリー及び計算コードは、原研で作成したMGCLライブラリー及び米国で開発されたモンテカルロ法によるKENO-IVコードである。これらの核定数ライブラリー及び計算コードの概要と計算結果の妥当性の検証について報告する。

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。

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