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論文

Impact of perturbed fission source on the effective multiplication factor in Monte Carlo perturbation calculations

長家 康展; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.428 - 441, 2005/05

 被引用回数:41 パーセンタイル:5.35(Nuclear Science & Technology)

相関サンプリング法と微分演算子サンプリング法を用いたモンテカルロ摂動計算に対して核分裂源分布の変化による実効増倍率の変化を評価する新しい手法を提案した。検証のために本手法をMVPコードに組み込んだ。高速体系と熱体系に対して簡単なベンチマーク問題を設定し、これらの問題を用いて本手法の有効性を検証した。結果として、本手法は核分裂源分布の変化による実効増倍率の変化を評価するのに非常に有効であることが確認できた。また、核分裂源分摂動の効果が非常に大きい場合があり、その効果を考慮しなければ反応度変化を正確に評価することができない場合があることも示された。そのような場合においても、新しい手法を用いて核分裂源分摂動の効果を評価することができ、反応度変化の評価は著しく改善される。

論文

How accurately can we calculate thermal systems?

Cullen, D. E.*; Blomquist, R. N.*; Dean, C.*; Heinrichs, D.*; Kalugin, M. A.*; Lee, M.*; Lee, Y. K.*; MacFarlane, R.*; 長家 康展; Trkov, A.*

UCRL-TR-203892, p.1 - 40, 2004/04

熱中性子炉体系において熱中性子散乱は非常に重要であり、熱中性子散乱を正確に取り扱わなければならない。モンテカルロコードで熱中性子散乱を取り扱う場合、$$S(alpha,beta)$$データやFree Gasモデルに基づいて散乱解析が行われるが、その取り扱いはコードごとに異なっているのが普通である。また、用いられる熱中性子散乱データが異なれば結果が異なってくる。本研究では、さまざまなモンテカルロコードパッケージ(コードと核データ)を用いて、熱中性子散乱の影響を受けやすい体系において実効増倍率などの積分パラメータをどの程度正確に求めることができるか調べるためのベンチマークを実施した。ベンチマーク計算では、熱中性子散乱の効果が強調されるような非常に簡単なピンセル体系について$$S(alpha,beta)$$データを用いる場合とFree Gasモデルの場合の実効増倍率を計算し、比較した。熱中性子散乱効果は体系依存性が強く、このベンチマーク体系では5%から12%もあることがわかった。コード間の比較では$$S(alpha,beta)$$により熱中性子散乱を考慮した場合は実効増倍率で$$pm 0.5%$$、Free Gasモデルの場合で$$pm 0.2%$$のばらつきがあることがわかった。

報告書

HTTR出力密度分布評価における拡散計算モデルの検討

高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2003-081, 49 Pages, 2003/10

JAERI-Tech-2003-081.pdf:2.6MB

HTTR炉心の燃料最高温度の評価においては、炉心出力密度分布の予測精度向上が重要であり、炉心管理コードとしても用いられる拡散燃焼計算モデルの改良を図る必要がある。拡散計算によるHTTR炉心の出力密度分布解析について、可燃性反応度調整材(BP)を燃料体内に均質に分布させたモデル(BP混合モデル)とBP領域を分離したモデル(BP分離モデル)の解析結果を、グロス$$gamma$$線による出力密度分布測定結果及び連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPの計算値と定量的に比較した。その結果、BP混合モデルでは、炉心の軸方向出力密度分布に対する予測精度が不十分であること、BP分離モデルを用いることにより、予測精度が大幅に改善されることがわかった。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析試験; モンテカルロコードMVPに基づく解析

野尻 直喜; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-032, 59 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-032.pdf:2.48MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験の事前評価として、連続エネルギー法に基づくモンテカルロ計算コードMVPにより核特性解析を行った。拡散理論による炉心計算では直接モデル化が困難であった、燃料コンパクト、燃料棒、燃料棒挿入孔、反応度調整材等の燃料体内の非均質構造、制御棒及び制御棒挿入孔、後備停止系ほう素ペレット落下孔、炉心構成要素間の間隙等を詳細にモデル化した。解析により、初回臨界は16カラム前後燃料を装荷した状態で到達する見込みであること、その際第1,2,3リング制御棒を全引き抜きし中心制御棒だけを操作することで臨界調節が可能であることを確認した。また、臨界時の制御棒位置、過剰反応度、炉停止余裕等を求めた。これらの解析結果を臨界試験の計画策定に用いた。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度測定での制御棒干渉効果の解析評価

中野 正明*; 山下 清信; 藤本 望; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 徳原 一実*; 中田 哲夫*

JAERI-Tech 98-017, 61 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-017.pdf:2.68MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。

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

Development and valiation of nuclear design code system for High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.350 - 358, 1990/09

本発表は、高温工学試験研究炉の核設計計算用コードシステムの内容を説明し、本コードシステムが十分な計算精度を有することを明らかにするものである。本コードシステムの計算精度評価には、VHTRCの実験データの解析を行なった。この解析より実効増倍率、制御棒反応度価値、反応度調整材反応度価値、出力分布に関する本コードシステムの評価誤差は、各々1%$$Delta$$k、2.6%、0.6%及び2.9%であることが明らかとなった。

報告書

A Revision of MUTUAL; A Computer code for analysing nuclear criticality safety on array system

奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 栗林 克明*

JAERI-M 89-140, 32 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-140.pdf:0.65MB

MUTUALは配列体系の臨界安全解析コードである。その原版は1986年に公開された。以下の3点においてMUTUALを改訂した。(1)入力形式をボックス型から絶対座標型に変更した。(2)固有値方程式を最小固有値を求めるものから最大固有値を求めるものに変更した。(3)立体角を計算するサブルーチンで、鏡像ユニットからの寄与分が正しく取入れられるように改めた。この報告書は改訂後のMUTUALの使用手引書である。

報告書

MUTUAL:A Computer Code for Analysing Nuclear Criticality Safety on Array System

内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 奥野 浩

JAERI-M 86-140, 39 Pages, 1986/09

JAERI-M-86-140.pdf:0.78MB

配列体系の臨界安全性を評価するのに、簡単な方法として立体角法がしばしば用いられる。しかし、この方法には、2つの欠点がある。それは、体系の実効増倍率が求められない事、およびある状況の下では安全裕度が大き過ぎると言う事である。このため、配列体系の実行増倍率を簡便に得る新しい方法を開発した。この方法では中性子の輸送は体系中に置かれたユニット間の立体角によって表現され、更に、他のユニットによる「影」の効果および壁による中性子の反射効果が考慮された上で、固有値方程式を解く事によリ実効増倍率が得られる。計算コ-ドMUTUALはこの方法に従ってプログラムラムされた。この報告書はMUTUALコ-ドの使用手引書でもある。

報告書

モンテカルロ法によるJRR-3改造炉心の詳細臨界計算

小室 雄一

JAERI-M 85-139, 34 Pages, 1985/09

JAERI-M-85-139.pdf:0.86MB

原研のJRR-3改造炉の核設計は、熱中性子炉体系標準核設計コードシステムSRACを用いて行われた。臨界計算ではセル計算で作成した均質化少数群定数が使われるとともに炉心はR-Z2次元形状で模擬された。この方法で得られた結果の精度を実効増倍係数につき再検討することを目的として、原研で整備中の臨界安全評価コードシステムJACSに収納されている多群定数ライブラリMGCLと多群モンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENOを用いて詳細な臨界計算を行った。この計算結果から、JRR-3改造炉の停止余裕とワン・ロッド・スタック・マージンはJRR-3改造炉設計方針に定められている核的制限値に対して十分な余裕を持つことが再確認できた。

論文

Preliminary results of benchmark tests on JENDL-2

菊池 康之; 成田 孟; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(7), p.567 - 570, 1980/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:6.02(Nuclear Science & Technology)

JENDL-2の編集作業は現在も進行中であるが、動燃事業団におけるJUPITER計画の解析に使用するため、特に優先度の高い8核種の評価は1979年11月に完了した。それを用いて炉定数を作成し、高速炉体系に対してベンチマークテストを行った。その結果、keff、中心反応率比、中心反応度価値、ドップラー係数に対して満足すべき予測精度を得た。しいて問題点を挙げるなら$$^{1}$$$$^{0}$$Bの反応度価値をやや過小評価する事であろう。このテストの結果JENDL-2は限定公開され、現在JUPITER解析に用いられている。そこでこのテストの結果を早期に公表する事が望まれ、ここにショートノートとして投稿する。

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