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論文

Calculation of nuclear characteristic parameters and drawing subcriticality judgment graphs of infinite fuel systems for typical nuclear fuels

奥野浩; 高田友幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(4), p.481 - 492, 2004/04

https://doi.org/10.3327/jnst.41.481

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

「臨界安全ハンドブック」の「データ集」改訂のため、核特性パラメタを計算し、未臨界判定図を作成した。核特性パラメタは、無限中性子増倍率,移動面積及び拡散係数で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価に用いられる11種類の典型的な燃料についてであった。これらの燃料には「データ集」に記載のなかったADU-H $_{2}$ O, UF6-HF及びPu(NO $_{3}$ ) $_{4}$ -UO $_{2}$ (NO $_{3}$ ) $_{2}$ 溶液が含まれる。計算は、日本の評価済核データJENDL3.2及び一連の臨界計算コードSRAC,POST及びSIMCRIを用いて実施した。未臨界判定図は、中性子増倍率がkinf=0.98を満たす領域を(a)ウラン濃縮度,239Pu/Pu比、あるいはプルトニウム富化度と(b)H/(Pu+U)比という2つの変数間において、無限媒質での同じ燃料(UF6-HFを除く)について描いた。未臨界判定図の制限についても議論した。

論文

Revised data for 2nd version of Nuclear Criticality Safety Handbook/Data Collection

奥野浩; 龍福進*; 須山賢也; 野村靖; 外池幸太郎; 三好慶典

JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-2003-019

この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k $_{rm inf}$ , M $^{2}$ , D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。