Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
高田 友幸; 三好 慶典; 片倉 純一
JAERI-Tech 2003-036, 80 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-036.pdf:3.67MB
臨界安全性評価コードシステムJACSのうち、多群定数ライブラリーMGCLと3次元モンテカルロ計算コードKENO-IVの組み合わせによる臨界計算の精度評価を行うために、ベンチマーク計算が1980年から1982年に実施された。その中で非均質体系において計算された中性子実効増倍率が0.95を下回るケースがいくつか見られた。本報告書ではJAERI-M 9859に示されている中性子毒を含むU+Pu硝酸水溶液体系のうちの非均質体系について、その原因を検討し、再計算を実施した。検討の結果、JAERI-M 9859に示されている0.95を下回る実効増倍率は、KENO-IVの計算モデルにおいて円筒容器の下部に水反射体が設定されていないことに起因することが判明した。これを考慮すると0.95を下回ることはなく、実験値1.0に近いものとなる。
村崎 穣*; 奥野 浩
JAERI-Data/Code 99-019, 103 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-019.pdf:3.69MB
この報告書は、「臨界安全ハンドブック」に記載されている計算誤差評価表の元になるデータを明らかにすることを意図した資料である。同表は、臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算結果を体系により分類して得られたもので、一般形状のものと反射体付き単純形状のものの2種類がある。ベンチマーク計算結果は、さらに燃料の均質・非均質の別、燃料の種類(ウラン、プルトニウム、その混合など)により8つの燃料グループに区分されている。一般形状の計算誤差評価表について、根拠となるデータを網羅するのはこの報告書が初めてである。反射体付き単純形状については、1987年に技術報告書が出されたが、その後、臨界安全ハンドブック作成のワーキンググループにて均質低濃縮ウラン体系についてさらにデータの取捨選択が行われた。本報告書は、この結果にも触れる。さらに、OECD/NEAにて臨界安全ベンチマーク実験の評価が行われたのを受けて、同評価結果も取り入れた。
須山 賢也; 小室 雄一; 高田 友幸*; 川崎 弘光*; 大内 圭介*
JAERI-Data/Code 98-004, 172 Pages, 1998/02
JAERI-Data-Code-98-004.pdf:4.47MB
本書はSIMCRI, ANISN-JR, KENO IV, KENO V, MULTI-KENO, MULTI-KENO-2そしてMULTI-KENO-3.0のような、輸送計算プログラム用の断面積セットを作成するプログラムMAIL3.1の使用手引書である。MAIL3.1は、1990年に公開されたMAIL3.0の改良版である。MAIL3.1は、MAIL3.0の機能をすべて継承し、以下に示す2つの新しい機能を持つ。1.AMPX形式の断面積セットの作成、2.Hansen-Roach断面積セットの核種識別子の印字
小室 雄一; 酒井 友宏*
JAERI-Data/Code 96-002, 73 Pages, 1996/02
JAERI-Data-Code-96-002.pdf:2.65MB
臨界安全評価コードシステムJACSに含まれるモンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENO-3.0と多群定数ライブラリー137群MGCL-J3との組み合わせで、水反射、水減速の均質MOX燃料の臨界条件(推定臨界質量、推定臨界下限質量、推定臨界球体積、推定臨界下限球体積)を算出した。得られた値は、米国の基準ANSI/ANS-8.12(1987)と矛盾のないことを確認した。本臨界条件は、プルサーマル用MOX燃料加工施設の臨界安全性評価等に活用できる。
小宮山 和真*; 奥野 浩
JAERI-Research 94-047, 39 Pages, 1994/12
JAERI-Research-94-047.pdf:0.89MB
はじめに、米国ORNLで実施された4.98wt%濃縮フッ化ウラニル水溶液(ウラン濃度909gU/l)の臨界実験を解析した。溶液は、0.079cm厚のSUS304製円筒容器に入り、その外側を厚さ0~5cmの間で7通りに厚さを変えた鋼で巻いている。解析にはJACSコードシステムを用いた。この実験体系に対する中性子増倍率の計算誤差は約-2.1%
kで、鋼反射体の厚さに依存しないことが分った。次に、鋼反射体を取り除き、その代わりに燃料領域の直径を増やして臨界計算を行い、鋼の反射体節約
を求めた。その結果、=0.87T-0.064T
(T:鋼の厚さ)の関係を得た。そのほか、「臨界安全ハンドブック」の記載データからステンレス鋼SUS304の反射体節約
を求めた。4wt%濃縮UO
-HOの均質混合燃料で、ウラン濃度が600~4000gU/lの間で増加すると反射体節約も増加する傾向が得られた。
奥野 浩; 野村 靖
JAERI-Data/Code 94-014, 33 Pages, 1994/10
JAERI-Data-Code-94-014.pdf:0.98MB
溶解槽模擬体系の臨界実験が米国PNLで実施された。
U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒の三角格子配列が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している体系である。この実験体系12件をJACSコードシステムを用いて解析した結果は既に報告したが、中性子増倍率を0.95より低く算出した例が8件あった。その原因を明らかにするため、再計算を実施すると共に、OECD/NEAで出題された国際ベンチマーク問題の解析・検討を行った。この結果、次の3点が明かになった。(1)以前行った一部の計算にはダンコフ補正法の適用について誤りがあったと考えられ、今回の計算の方が平均で1.3%kだけ中性子増倍率が増加した。(2)実験報告書では硝酸ウラニル水溶液の組成に矛盾があり、遊離硝酸濃度を0と取扱うことにより整合性がほぼとれる、(3)このような取扱いを行った実験体系12件に対しJACSコードシステムを用いて得られる中性子増倍率の平均値は0.980となった。
rods三好 慶典; 中島 健; 赤井 昌紀; 小林 岩夫; 青木 繁明*; 原田 正之*; 本藤 千博*; 出口 一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(4), p.335 - 348, 1994/04
被引用回数：1 パーセンタイル：17.73(Nuclear Science & Technology)使用済燃料の高密度貯蔵に関する研究の一環として、板状中性子吸収体であるボロン入りステンレス板(B-SUS)板の反応度効果をTCAを用いて測定した。実験では、使用済燃料貯蔵プールの燃料集合体の配列を模擬した体系を構成し、炉心配列(単一、二領域炉心の形状及び面間距離)、水対燃料体積比、及びB-SUS板の条件を変化させて、臨界水位法によりB-SUS板の系統的な反応度特性を調べた。B-SUS板の主要なパラメータは、ボロン含有率厚さ及び炉心燃料領域との相対位置である。中性子吸収体を含む臨界実験に対するベンチマーク計算を本実験で得られたデータを対象に行い、我国の臨界安全解析コードの精度評価を行った。本報は、上記の実験・解析の主要な結果を発表するものであり、三菱重工業(株)からの受託研究として実施した。
奥野 浩; 小室 雄一
JAERI-M 94-049, 28 Pages, 1994/03
燃料棒(あるいは燃料塊)の配列において、隣接する燃料棒(あるいは燃料塊)による吸収のため、共鳴エネルギー領域の中性子束は相当減少する。ダンコフ補正因子は、実効多群断面積を求める際にこの非均質効果を表すのに用いられる。モンテカルロ法を用いてダンコフ補正因子を計算するプログラムMCDANを検討したところ、(1)燃料棒の配列体系において軸方向への中性子の飛行が考慮されていない、(2)MCDANでは中性子発生点を決めるのに、円(または球)内の半径方向に一様乱数を用いているが、これによって燃料表面から余弦分布する保証は得られない、という2点が明らかとなった。このため、これらの点を修正するとともに、板状燃料の配列及び燃料棒の六角格子配列へ適用できるようにMCDANプログラムを拡張した。改良版をDANKEプログラムと名付けた。DANKEは臨界安全性評価コードシステムJACS中の輸送計算用実効断面積作成コードMAIL3.0に組込まれた。本報告には、DANKEプログラムで採用している基礎式、プログラムの使用手引き及び他手法との比較計算を記す。
小室 雄一; 川崎 弘光*; 金子 俊幸*
JAERI-M 93-246, 19 Pages, 1994/01
反射体付き体系の臨界計算をモンテカルロプログラムKENOIVで実行する場合、反射体を微分アルベドで近似すると計算時間を短縮できる。KENOIVには1次元SnプログラムANISNとHansen-Roach16群断面積の組合せで作成した微分アルベドが数種類の反射体について用意されているが、これを利用できるのは16群断面積をKENOIV計算に使用する場合に限られる。日本原子力研究所では臨界安全性評価コードシステムJACSの改良を進めている。このシステムには臨界計算用モンテカルロプログラムとしてKENOIV及びMULTI-KENO、多群定数ライブラリーとして26群及び137群MGCLが用意されている。今回、改良作業の1つとして26群MGCLとKENOIVあるいはMULTI-KENOの組み合わせの臨界計算に利用できる水の微分アルベドを26群MGCLとANISNにより作成した。
M.M.Sarker*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝
JAERI-M 93-203, 39 Pages, 1993/10
熱中性子炉(軽水炉)に対する核データライブラリと臨界コードの効果を比較するために、IAEA臨界ベンチマーク問題の計算を行った。選択した臨界実験は、単純な幾何形状の炉心構成であるTRX-1とTRX-2である。計算は、WIMS-D/4,MCNP4,JACS(MGCL,KENO)とSRACで行った。ライブラリについては、WIMS-D/4にはオリジナルのWIMSライブラリを用い、その他のコードには、JENDL-3およびENDF/B-IVから作成したライブラリを用いた。これらのコードシステムやライブラリの相互比較をTRX-1,TRX-2のLWRベンチマーク実験により行った。TRXの炉心は、臨界超過、臨界未満の状態についても解析され、同様に比較を行った。臨界状態では解析結果はよく一致したが、臨界超過・臨界未満の状態では、ライブラリの違いによる結果の差異は臨界状態の時に比べて大きくなった。
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。
内藤 俶孝; 奥野 浩; 奥田 泰久*
JAERI-M 93-180, 66 Pages, 1993/09
臨界安全性評価コードシステムJACSでは、多群定数ライブラリーMGCLを背景断面積について内挿して実効断面積を計算していた。このようなボンダレンコの方法に対する参照計算のため、体系の超多群(64,194群)中性子束を衝突確率法を用いて求め、この中性子束で重み付けして実効断面積を求めるための計算モジュールRABTHを開発した。このモジュールでは、中性子源としてはUの核分裂中性子スペクトルを用いている。1次元セルに対して約1.9eV以上の高速群側はRABBLEコード、これ以下の熱群側はTHERMOSコードで解き、全エネルギー領域の中性子束分布が得られる。完全反射または真空の境界条件下で、平板、円柱、球形状のセルが取扱えるように両コードを拡張するとともに、精度向上のためにTHERMOSコードを改良した。本報告書には、RABTHモジュールを取扱うための実際的情報のほか、RABBLEコード、THERMOSコードに施した拡張・改良の基礎式を記した。
奥野 浩; 梅田 健太郎*; 小室 雄一; 内藤 俶孝
JAERI-M 93-135, 98 Pages, 1993/08
種々の核燃料物質における無限体系の核特性パラメタ及び臨界データをMGCL-J3ライブラリとSIMCRIコードの組合せにより計算した。対象とした核燃料物質は、U-HO、UO-HO、UOF水溶液、UO(NO)水溶液、Pu-HO、PuO-HO、Pu(NO)
水溶液、PuO・UO-HOの8種類である。核特性パラメタは、無限増倍率k
、移動面積M及び拡散係数Dで、臨界寸法の推定に役立つ。無限体系の臨界データとしては未臨界領域判定図、推定臨界下限濃縮度及び推定臨界下限濃度があり、臨界安全管理に有用である。MGCL-J3は、評価済み核データJENDL-3に基づき作成された多群定数ライブラリで、臨界計算コードシステムJACSに組込まれている。得られた核特性パラメタ及び臨界データは旧版の多群定数ライブラリMGCL-B-IVにより計算したものと大きな差異はなかった。
三好 慶典; 広瀬 秀幸; 阿見 則男; 桜井 聡
JAERI-M 93-031, 32 Pages, 1993/03
本報では、硝酸ウラニル水溶液及び硝酸プルトニウム水溶液並びにウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液に対して新たに提案された溶液密度式(SST式)を用いて、中性子無限増倍率、臨界バックリング等の臨界パラメータの解析を行った。ここではBurgerの式及びMaimoniの式に基づく従来の密度式(LMT式)を用いた場合と比較することにより、硝酸水溶液系の溶液密度式が臨界計算へ与える影響を評価した。解析には、詳細計算コードJACSシステムにより作成した群定数を用いて1点近似の中性子減速方程式を解くSIMCRIを使用した。溶液密度式としては、新たに提案されたSST式の方が高い信頼性を有しており、特にウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液において合理的な結果を与えている。しかし、臨界パラメータ及び有限体系の臨界寸法に関しては、両者の間に顕著な差異は安全上無い事が確認された。
長田 和男*; 内藤 俶孝; 奥野 浩
Proc. of the 10th Int. Symp. on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials,Vol. 1, p.177 - 184, 1993/00
輸送容器の臨界安全解析には、モンテカルロ法計算コードKENO-IVがしばしば用いられる。しかし輸送容器は燃料棒本数が限られているため、原子炉の炉心計算のように無限配列としてセル平均するのは適当ではない。このため、KENO-IVコードで用いられている「ボックス」を拡張した「スーパー・ボックス」を導入することにより、MULTI-KENOコードでは、輸送容器のような複雑な形状もセル平均することなく容易に取り扱えるようにした。このほか、六角配列計算を可能にしたほか、入力データの変更なしに断面図も描ける。MULTI-KENOコードは原研の臨界安全性評価コードシステムJACSに組込まれている。本報告ではMULTI-KENOコードにおける拡張機能を紹介するとともに、輸送容器を対象とした計算例を示した。
cores三好 慶典; 中島 健; 小林 岩夫; 青木 繁明*; 出口 一郎*
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.287 - 288, 1992/11
ボロン入りステンレス板は、軽水炉使用済燃料の高密度貯蔵を実現する上で有力な中性子吸収体の一つである。本報告は、TCAにおいて測定したボロン入りステンレス(B-SUS)板の反応度効果及び臨界解析結果について発表するものである。実験では、2.6w/oUO燃料棒配列により単一炉心及び2領域炉心を構成し、単位セルの水対燃料体積比及びB-SUS板条件(厚さ、ボロン含有率炉心との距離)を主要なパラメータとして臨界量及び中性子束・出力分布を測定した。解析では、原研のJACSシステム(KENO-IV及びMGCL-137群ライブラリー)を用いて臨界体系に対するベンチマーク計算を行い、強吸収体のある体系における計算精度(バイアス値)を評価した。
山口 俊弘; 朝倉 浩一; 百瀬 琢麿; 野尻 一郎; 熱田 芳治; 山本 偉政; 須藤 俊幸
PNC TN8410 92-031, 79 Pages, 1992/02
事業団においては,国に「原子力施設等安全研究年次計画」に基づき,プルトニウム取扱施設の臨界安全管理に関する研究として,プルトニウム取扱施設を対象とした臨界安全ハンドブックの作成のための検討を行っている。ハンドブックについては,事業団におけるこれまでの臨界安全管理の集大成として,施設の設計,建設,運転経験を踏まえた実用的なものとすることが期待されており,ハンドブックの構成等について専門的な検討を行うことを目的として,今年度から臨界安全ハンドブック作成検討ワーキンググループが組織された。本書は,本ワーキンググループの今年度の検討結果を取りまとめたものである。本ワーキンググループでは、東海事業所プルトニウム燃料第1開発室,第2開発室,第3開発室について臨界安全に係る現状を調査した。また,臨界安全解析コードの最新の動向調査を行うとともに従来用いられているコードとの比較計算を行った。これらの調査・検討を踏まえ,できるだけ具体的に実際の工程に関連づけて臨界安全管理の方法をまとめる方針で,臨界安全設計ガイドブック(仮称)の構成案を検討した。なお,ガイドブックが利用される施設としては,現在のプルトニウム燃料第3開発室をスケールアップしたイメージのプルトニウム燃料加工施設を念頭においた。
Petrache, C. A.*; 奥野 浩
Nucleus, 29, p.1 - 13, 1991/00
フィリピンPRR-1原子炉の減速、冷却及び上部遮蔽の役割を果たしているプール水を完全に抜いて、PRR-1内部にその使用済燃料を貯蔵した場合の臨界安全評価をJACS計算コードシステム(MGCL-B-IV,MAIL3.0及びMULTI-KENO)を用いて行なった。使用済燃料の貯蔵庫を単純化したモデルを設定し、このモデルに対して感度解析を実施した。中性子実効増倍率として0.64の値を得たので、この原子炉に対する漏水の修理が臨界の心配なく行なえることが分った。
小室 雄一; 内藤 俶孝; 野村 靖; 塩田 雅之*
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, p.IV-36 - IV-44, 1991/00
我国の最新の核データJENDL-3を原典とする新しい多群定数ライブラリーMGCL-J3を作成した。モンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENOに三角格子配列体系処理機能及び解析的な中性子散乱取扱機能を付加して、MULTI-KENO-IIを作成した。これらのライブラリー及びコードを用いてUOF水溶液臨界実験体系を解析したところ、従来のライブラリー及びコードによる場合よりもより精度の高い解析結果を得た。この改善の要因は、両ライブラリーにおけるルジャンドル展開次数及びUの熱群における平均核分裂中性子放出数
の違い、及びMULTI-KENO-IIにおける高級な中性子の散乱の取扱いにある。
奥野 浩; 奥田 泰久*; 内藤 俶孝
JAERI-M 90-198, 76 Pages, 1990/11
臨界安全性評価コードシステムJACSの多群定数ライブラリーMGCLはボンダレンコの手法に基づいて作成されている。この手法で得られた多群断面積の誤差について検討するため、超多群中性子スペクトルで重み付けた多群断面積と比較する。計算は主要共鳴7核種(U,
U,
Pu,
Pu,
Pu,
Pu,
Fe)と散乱断面積一定の仮想的減速材3核種(質量数1,12,200)とからなる均質体系を対象として行われる。超多群中性子スペクトルの算出にはRABBLEコードを用いる。MGCLと比較すると、共鳴エネルギーの近傍で自己遮蔽因子に明白な差異が現れる。さらに、減速材質量数が1から増加するに従い、自己遮蔽因子は共鳴ピークでは小さく、また共鳴の裾では大きくなる様子が見られた。
