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報告書

連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-5によるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析

柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之

JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MB

連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。

論文

Subcriticality determination methodology during fuel loading of accelerator-driven system

方野 量太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.368 - 381, 2022/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)の燃料装荷中の未臨界度測定手法を提案した。本手法では、未臨界度は初期状態において陽子加速器を用いた面積比法によって、続く燃料装荷時においてはマイナーアクチニドの自発核分裂中性子源を用いた中性子源増倍法によって測定され、次のステップで装荷される燃料集合体数が予測される。検証のため数値シミュレーションを行い、提案手法で推定される未臨界度が固有値計算で得られる未臨界度参照値とよく一致することを確認した。また、本手法の不確かさを見積もり、終状態の実効増倍率に1000pcm程度の不確かさがあると評価した。本手法が燃料装荷中のADSの実用的な未臨界度監視手法となることを期待する。

論文

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:58.82(Nuclear Science & Technology)

アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。

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。

論文

Revised procedure for determining large excess reactivity of reactors

金子 義彦*; 長尾 美春; 島川 聡司

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.988 - 995, 1999/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

大きな正の反応度を測定する在来の実験方法(燃料追加法及び中性子吸収置換法)を炉物理の観点から分析した結果、過剰増倍率が20%$$Delta$$k程度になると、いずれの実験手法とも約20%もの系統誤差を生ずる可能性のあることがわかった。この問題を克服するために、実験の解釈を修正する方法を提案する。この修正法では、実測される現実炉心の実効増倍率の増分に計算により求めた変換因子を乗ずることにより、仮想炉心における実効増倍率の増分に変換してから加算することにより過剰増倍率が決定される。修正法を用いると、在来法では避けられなかった系統誤差はほとんど消失する。また、過剰増倍率の評価は、変換因子の計算に使う炉定数の曖昧さにあまり影響されない。本報告は修正法の基本的な成立性を記述するものであり、個々の原子炉へ適用する場合は変換因子の決定には詳細な炉心計算が必要である。

論文

The Equivalent fundamental-mode source

G.D.Spriggs*; R.D.Busch*; 桜井 健; 岡嶋 成晃

Annals of Nuclear Energy, 26(3), p.237 - 264, 1999/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.76(Nuclear Science & Technology)

原子炉内に任意に分布した中性子源の強度を、等価な基本モード中性子源強度へ換算する係数g$$^{ast}$$を導出した。この係数の有効性を、FCA-XIX-1炉心において実証した。

論文

International studies on burnup credit criticality safety by an OECD/NEA working group, 2; Calculation benchmarks for BWR spent fuels

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 須山 賢也; 安藤 良平*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.566 - 575, 1999/00

沸騰水型原子炉(BWR)使用済燃料に対するベンチマーク計算が1996年以降OECD/NEAのワーキンググループによりフェーズIIIとして実施されてきた。ベンチマークは、現在使用されている計算コード及びデータライブラリのさまざまな組み合わせにおける整合性を、BWR使用済燃料集合体の中性子増倍率k$$_{eff}$$(フェーズIIIA)及び原子個数密度(フェーズIIIB)について確認することを意図している。フェーズIIIAに対しては、9か国17機関から21の回答が寄せられた。参加者から得られた平均のk$$_{eff}$$に対して、相対的なばらつきは$$pm$$1%$$Delta$$k/kの幅に入った。フェーズIIIBについては、6か国12機関から14の回答が寄せられた。計算された原子個数密度は、平均値に対してほぼ10%の差に入った。しかし、この幅よりも大きくなった結果もあり、今後検討が必要である。関連の量も提出されており、この論文の中で報告した。

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:32.02(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

Measurement of the equivalent fundamental-mode source strength

G.D.Spriggs*; R.D.Busch*; 桜井 健; 岡嶋 成晃

Transactions of the American Nuclear Society, 76, p.374 - 375, 1997/06

外部/内部中性子源を有する未臨界増倍体系では、通常、中性子束の基本モード分布を仮定して増倍係数(keff)等を求める。一方、実際の体系では、中性子源に基づく中性子束分布は点状分布(外部中性子源の場合)や一様分布(内部中性子源の場合)となり、基本モード分布の仮定と異なる。そこで、外部/内部中性子源による中性子束分布が基本モード分布に相当する場合の中性子源強度(等価基本モード中性子源強度)へ換算する因子(g$$ast$$)を導入して、中性子束分布の相違による未臨界増倍体系での増倍係数(keff)等への影響を考慮した。実例として、日本原子力研究所(JAERI)の高速炉臨界集合体(FCA)のXIX-1炉心で等価基本モード中性子源強度を測定した。

論文

Estimation of subcriticality of TCA using Indirect Estimation Method for Calculation Error

内藤 俶孝; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 桜井 淳

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L31 - L40, 1996/00

中性子増倍率の未臨界度を推定するために、「計算誤差間接推定法」を提案する。この方法は実測値とその計算値の関連を用いて中性子増倍率の計算誤差を求めるものである。この方法をTCAで行われた中性子増倍率とパルス中性子法による実験に適用し、MCNP 4Aの計算誤差を推定した。中性子源増倍法では、測定された中性子計数率とその計算値の差から計算されたK$$_{eff}$$の精度を推定した。パルス中性子法では、即発中性子減衰計数の計算誤差からK$$_{eff}$$の計算誤差を求めた。

報告書

燃料密度が中性子増倍率に与える効果

荻野 晃久*; 内藤 俶孝

JAERI-M 91-164, 25 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-164.pdf:0.73MB

臨界安全評価を行う場合に、核燃料密度$$rho$$が中性子増倍率にどのような影響を与えるかを一般的に明らかにするために、二酸化ウラン(UO$$_{2}$$)燃料の密度$$rho$$と中性子増倍率の関係を検討した。その結果、質量を保存して燃料密度を上げると中性子増倍率が大きくなることを確認した。これは質量を保存して燃料密度を上げると、体積は減少し形状バックリングB$$^{2}$$は増大するが中性子移動面積M$$^{2}$$の方がよりいっそう減少し、その結果中性子漏洩量M$$^{2}$$・B$$^{2}$$が減少するためである。結果として核燃料の臨界安全評価を行うときに燃料密度の効果を考慮しようとする場合は、燃料の種類に関係なく密度の一番高い燃料で安全を評価するとよいことが分かった。

論文

原子炉反応度測定の現状

金子 義彦; 中野 正文; 松浦 祥次郎

日本原子力学会誌, 19(6), p.380 - 390, 1977/06

 被引用回数:2

原子炉の反応度測定技術は長い歴史を有している。近年、新型炉の開発にとりくんでいる設計室や、原子炉の運転や保安に携わる現場から「反応度をもっと正確に測定できるようにすべきである」という要請がでてきた。その理由としては、原子炉の安全性、経済性さらに保守性の向上に対する反応度の重要性が強く意識されるようになったことにほかならない。この要請に対応して、内外の諸施設において、反応度測定技術に関して、着目すべき進歩がみられている。この総説では、これらの研究活動の実態について調査した結果をまとめるとともに、反応度研究の主として炉物理的問題点を整理し、今後の研究の目標について展望した。

報告書

Measurement of Multiple Control Rods Reactivity Worths in Semi-Homogeneous Critical Assembly

金子 義彦; 秋濃 藤義; 安田 秀志; 黒川 良右; 北舘 憲二; 竹内 素允

JAERI-M 6549, 59 Pages, 1976/05

JAERI-M-6549.pdf:1.48MB

多数本の制御棒価値をはじめ、大きな頁の反応度測定技術の研究開発について、半均質臨界実験装置において行なわれた活動をまとめたものである。まず、第一に増倍系における離散的固有値の存在に関する理論的・実験的考察を行なうと共に、その測定においては、遅発中性子モードの減衰を考察したumbolding法の適用が必要であることを指摘した。つぎに、SHE-8及びSHE-T1炉心における多数本制御棒の反応度価値の測定に対する改良形King-Simmons流のパルス中性子法の適用についてのべた。さらに、同じ実験配置について、空間高涸波や動的歪曲を色含するために空間積分方による多点観測の有効さを、面積形のパルス中性子法、中性子源増倍法、およびロッドドロップ法について実証して約35中までの反応度測定が可能であることを示した。最後に極性相関実験法の改良についてのべ~12中まで測定可能な反応度領域を広げることに成功したことを付け加えた。

論文

Determination of neutron multiplication, 2; Experiment and analysis

金子 義彦; 住田 健二

Journal of Nuclear Science and Technology, 4(10), p.491 - 502, 1967/00

抄録なし

口頭

Practical gamma ray measurement of short half-life noble gas ($$^{135}$$Xe, $$^{88}$$Kr) emitted by fuel debris for criticality estimation

Riyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介; 神野 郁夫

no journal, , 

Our previous study showed a linear relationship between the activity ratio of $$^{88}$$Kr to $$^{135}$$Xe and the effective multiplication factor, ${it k$_{eff}$}$, in a primary containment vessel (PCV) and in a fuel debris canister. The accuracy of the activity ratio, which closely related to the accuracy of predicted ${it k$_{eff}$}$, is estimated based on an existing gamma ray energy spectrum. Practical measurement method for the gamma ray from nuclides in the PCV and the fuel debris canister gas is proposed.

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