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野尻 直喜; 藤本 望; 毛利 智聡; 小幡 宏幸*
JAERI-Data/Code 2004-012, 65 Pages, 2004/10
JAERI-Data-Code-2004-012.pdf:7.77MB
「DELIGHT」は、炉心計算等に必要な群定数を作成する高温ガス冷却炉用格子燃焼特性解析コードである。円環状または球状の高温ガス炉燃料を対象に衝突確率法による格子計算を行う。高温ガス炉燃料特有の被覆燃料粒子による燃料格子の二重非均質性を考慮した燃焼計算が可能なことが特徴として挙げられる。今回、従来のDELIGHTコードをより燃焼度の高い炉心の解析に対応させることを目的に、核データライブラリのJENDL-3.3への更新,燃焼チェーンを詳細化する等の改良を行った。また、可燃性毒物(BP)格子計算モデルにおいて、BP棒周辺の物質領域を多領域化し、BP格子計算の計算精度の向上を図った。本報は、改良DELIGHTコード(DELIGHT-8)の改良点と使用方法について説明するものである。
吉田 正*; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 中島 健; 山根 剛; 片倉 純一; 田原 義壽*; 瑞慶覧 篤*; 親松 和浩*; 大澤 孝明*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.136 - 139, 2002/08
核データファイルJENDL-3.3の評価に寄与するために、
U,
U,
Puの遅発中性子データの評価を行い、推奨値を求めた。遅発中性子収率に関しては、臨界実験装置FCAとTCA(原研),MASURCA(フランスCEA)における、最近の
の積分実験の結果を用いてJENDL-3.2の遅発中性子収率を調整した。その結果、高速炉や熱中性子炉の炉物理計算において重要なエネルギー領域で、収率の調整結果を誤差
5%以内で得ることができた。特に、Uに関しては、調整によりJENDL-3.2の値と比べて約3%小さな収率を得た。遅発中性子の6群崩壊定数等の評価も行った。これは、核データ評価の国際ワーキングパーティー(WPEC)の遅発中性子データ評価サブグループの活動においてSpriggsが収集した遅発中性子の放出率の実験データを、最小二乗法により処理することにより行った。さらに、臨界実験装置VHTRC,TCAとTRACY(原研),VIPEX(ベルギーSCK/CEN)におけるペリオド測定やロッドドロップ測定の結果を用いて、得られた6群定数の検証を行った。その結果、新たな6群定数を用いると、JENDL-3.2の定数を用いた場合に比べて反応度価値が約3%増加し、反応度効果のC/E値を改善する傾向にあることがわかった。
長谷川 明; 山野 直樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.723 - 727, 2000/03
JENDl-3.2に基づく標準遮蔽断面積ライブラリーJSSTDLの改定がシグマ委員会炉定数ワーキンググループの標準炉定数検討ワーキンググループのもとで行われた。これまで、JENDL-3.2に基づく、295群のライブラリーが使われてきたが、ポリエチレン多重層を多く含む体系に対して問題点が指摘されていた。これは、熱群に対する群構造の不備と、荷重関数の問題がかかわっている。改訂版JSSTDL-300では、熱群の群数を5群から10群にするとともに、群の切り方を工夫した。各種体系についてベンチマークテストを行い、適用性を確認した。遮蔽実験における日米協力プログラムJASPERベンチマーク実験の解析に本ライブラリーを応用した結果について述べる。解析手法は、シグマ委員会遮蔽積分テストワーキンググループで使われている標準手法が使われた。熱領域が強調される体系での適用性が確認された。
M.Rahman*; 高野 秀機
JAERI-Research 96-056, 51 Pages, 1996/11
JAERI-Research-96-056.pdf:1.76MB
JENDL-3.2核データを用いて格子計算コードWIMS-D4用の群定数ライブラリーを作成した。このライブラリー作成においては、NJOY91.108プロセスコードを用いて、共鳴領域の計算を改良して行った。また、ENDF/B-VI核データについても同様の計算を行いライブラリーを作成した。これらの群定数ライブラリーを用いてウラン及びプルトニウム燃料熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果は、JENDL-3.2とENDF/B-VIともに良く似た傾向を示し実験値とも概略良い一致を示した。さらに、格子計算コードSRAC95の結果とも良く似た傾向を示した。
中島 宏; 長谷川 明; 鈴木 友雄*
JAERI-Data/Code 96-021, 33 Pages, 1996/06
JAERI-Data-Code-96-021.pdf:1.18MB
放射線輸送コードシステムBERMUDAのガンマ線輸送計算サブシステムで用いるガンマ線群定数ライブラリーとして、JENDL-3.2核データファイルに基づいて、新しいライブラリーJ439.BERMJ3G.DATAが作成された。30核種の最新の核データに基づく遮蔽計算及び核融合炉中性子工学に係わる計算が、中性子-ガンマ線共に一貫したデータで、より精度良く行うことが可能となった。核データ処理にはPROF-GROUCH-G/Bコードシステムを用いて、(n-
)生成マトリックスが作成された。また、PHOTXデータに基づく微視的な全断面積
が30核種について、エネルギー群毎と、群をエネルギーについて10等分したエネルギーグリッド毎に作成され組込まれた。本報告書では主として新ライブラリー作成の要点と、群定数処理システムの使用上のノウハウについて説明している。
中島 宏; 長谷川 明; 鈴木 友雄
JAERI-Data/Code 95-006, 98 Pages, 1995/06
JAERI-Data-Code-95-006.pdf:2.92MB
放射性輸送コードシステムBERMUDAの中性子及び随伴中性子輸送計算サブシステムで用いる中性子群定数ライブラリーとして、JENDL-3.2核データファイルに基づいて、新しいライブラリーJ439B・BERMJ3・DATAが作成された。30核種の最新の核データに基づく遮蔽計算及び核融合炉中性子工学に係わる計算が、より精度良く行うことができるようになった。核データ処理にはPROF-GROUCH-G/Bコードシステムを用いた。本報告書では主として処理の概要と処理システムの使用上の要点について説明している。PROF-GROUCH-G/Bコードシステムに関するマニュアルが未刊のため、本報告書は同システムのBERMUDA用中性子群定数作成オプションの使用法解説書としても有用である。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 小田 久子*; 永井 正克*; 奥田 泰久*; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*
JAERI-M 93-190, 94 Pages, 1993/10
臨界安全性評価コードシステムJACSの中に含まれるMGCL-B-IVは1981年に公開され、国内で広く利用されている。これにかわる新しいライブラリーMGCL-J3を我が国の評価済み核データライブラリーJENDL-3をベースに作成した。エネルギー群数は137と26群の2種類である。ルジャンドル展開係数はP
成分まで用意した。核種数も豊富である。137群20
Cのライブラリーにはhテーブル(減速材質量効果因子表)を新設した。MGCL-J3はこのように多くの情報量をもつが、記憶スペースは約12メガバイト(核種数170の場合)と、従来のMGCL-B-IVの1/12程度に抑えることができた。MGCL-J3は処理プログラムMAIL3.0に読込まれ、ANISNやKENOIV等の輸送計算プログラムのための断面積セットが生成される。本書ではMGCL-J3の特徴、作成方法等を概説する他、MGCL-J3の検証を目的に実施した臨界計算の結果についても述べる。
March 31, 1993原子炉工学部
JAERI-M 93-181, 247 Pages, 1993/09
本報告は、平成4年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行なわれた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
March 31, 1992原子炉工学部
JAERI-M 92-125, 259 Pages, 1992/08
本報告は、平成3年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装・原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。
based on JENDL-3 nuclear data library長谷川 明
Nuclear Data for Science and Technology, p.232 - 234, 1992/00
JENDL-3に基づく中性子295群ガンマ線104群のJSSTDL汎用群定数ライブラリー及びその利用システムを作成した。遮蔽計算のみならず臨界計算への利用も出来るようにしている。利用者の要求から現在日本で標準的に使われている群構造の殆ど全てをカバーするべく群構造が決められた。一般の体系への利用の見地から、Bondarenko型の温度依存自己共鳴遮蔽因子が付属している。非等方性はP5まで取られている。利用システムとしては、他機種への変換用コード、任意群への縮約コード、核計算コードANISN、DOT、MORSEに直接使用可能な領域依存の巨視断面積作成コードが開発された。本システムによりJENDL-3の最新のデータによる中性子及び線の計算が可能となっている。本システムはJENDL-3のベンチマーク・テストでも使用され適用性が確認された。
March 31, 1991原子炉工学部
JAERI-M 91-138, 262 Pages, 1991/09
平成2年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
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
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。
March 31, 1990原子炉工学部
JAERI-M 90-149, 330 Pages, 1990/09
平成元年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の主要な活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論コード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
小室 雄一; 奥野 浩; 内藤 俶孝; 酒井 友宏*; 塩田 雅之*; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-126, 125 Pages, 1990/08
本書は輸送計算用断面積セット作成プログラムMAIL3.0の使用手引書である。MAIL3.0はSIMCRI,ANISN,KENO-IV、MULTI-KENO及びMULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。MAIL3.0はMAILをベースにさまざまな改良を施したプログラムで、次の特徴をもつ。(1)新しい記録形式の多群定数ライブラリーMGCLを読込める、(2)MULTI-KENO-II用の断面積セットを作成できる。(3)温度が異なる二つの中性子自己遮蔽因子表を内挿して任意の温度の自己遮蔽因子を計算できる、(4)バックグランド断面積
が大きい場合の自己遮蔽因子を精度良く計算できる、(5)ダンコフ補正係数計算機能の充実、(6)狭い共鳴近似を補正した実効微視的断面積を計算できる、(7)核燃料物質の原子個数密度を計算できる、(8)構造材、減速材、毒物等の原子個数密度が用意されている。
新藤 隆一; 山下 清信; 村田 勲
JAERI-M 90-048, 225 Pages, 1990/03
高温ガス炉には、ブロック型燃料あるいは球状燃料を使用した炉心がある。そこで、これらの燃料の格子燃焼特性解析が可能でありかつ、炉心特性解析に必要な群定数を作成可能な高温ガス冷却炉・格子燃焼計算コードDELIGHT-7を開発した。本コードの計算は、共鳴吸収計算、中性子スペクトル計算、燃料格子計算、可燃性毒物格子計算、エネルギ群縮約計算、燃焼計算等からなる。なお、本コードでは、被覆燃料粒子を用いることによって生じる高温ガス炉燃料特有の二重非均質性の効果を考慮している。本報は、DELIGHT-7コードで用いている計算理論及びコードの使用方法について説明するものである。
原子炉工学部
JAERI-M 89-128, 257 Pages, 1989/09
昭和63年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部は、原研の諸プロジェクト-高温ガス炉および核融合炉-ならびに動燃事業団における高速炉の共同研究を促進している。また原子炉工学部の他の主要な活動は、高転換軽水炉の評価や新型炉概念設計研究である。原子炉工学に関する高エネルギー加速器の利用も既に着手している。さらに、本報告には、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断および炉物理施設技術開発の様々な基礎研究の最新情報が含まれている。また、炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。
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。
土橋 敬一郎; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 井戸 勝*
JAERI 1302, 281 Pages, 1986/09
1983年にSRACコードシステムの第1版のレポートがJAERIー1285として出版されたのち、綜合的な核計算コードシステムを目指して数多くの機能の改良と追加が行われてきた。主なものは、(1)JENDL-2版のデータライブラリー、(2)共鳴吸収の二重非均質効果に対する直接的な方法、(3)一般化されたダンコフ係数、(4)固定面中性子源に基く格子計算、(5)実験解析や設計の要求に対応する出力データ、(6)反応度変化のための摂動計算、(7)炉心燃料と燃料管理のための補助コード等である。以上の改良に併行して、検証と応用が実験的解析や国際ベンチマーク計算によって、SRACコードシステムで採用されているデータと手法は適切であり、どんな熱中性子炉にも適用すうることが示された。
山下 清信; 新藤 隆一
JAERI-M 85-163, 78 Pages, 1985/10
DELIGHT-6は、被覆燃料粒子を用いることにより生じる二重非均質性をもった高温ガス炉用燃料の格子中性子スペクトルの計算を行い、炉心特性解析に必要な群定数を作成する格子燃焼計算コードである。本DELIGHT-6(Revised)コードは従来のDELIGHT-6コードに次の3点について変更または追加を行なったものである。(1)ペブルベッド型高温ガス炉に使用される球状燃料の格子燃焼計算を可能にした。(2)核分裂生成物の生成率及び崩壊定数などの燃焼計算に関する核データの一部を改訂した。(3)補助計算機能の追加(燃料領域の原子数密度計算の自動化、局所中性子束歪の算出、詳細メッシュ炉心計算用群定数の作成)
中原 康明
JAERI-M 85-116, 259 Pages, 1985/08
昭和59年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、遮蔽、原子炉計装、炉制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。
