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報告書

中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11

JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB

試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。

論文

Validation of decay heat evaluation method based on FPGS cord for fast reactor spent MOX fuels

宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05

本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445$$pm$$24Wから158$$pm$$9Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

報告書

JENDL-3.3に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセット; ORLIBJ33

片倉 純一; 片岡 理治*; 須山 賢也; 神 智之*; 大木 繁夫*

JAERI-Data/Code 2004-015, 115 Pages, 2004/11

JAERI-Data-Code-2004-015.pdf:16.52MB

ORIGEN2コード用の断面積データライブラリORLIBJ33を最新の評価済核データライブラリJENDL-3.3をもとに作成した。作成したライブラリは、軽水炉であるPWR, BWR及びそれらのMOX燃料用のライブラリと高速炉用ライブラリである。軽水炉用ライブラリについては、JENDL-3.2に基づく旧ライブラリとの比較及び実燃料の破壊試験の測定値との比較を行った。高速炉用ライブラリについても、旧ライブラリを用いた計算結果との比較を行い燃焼計算への影響を把握した。

論文

Validation of integrated burnup code system SWAT2 by the analyses of isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04

本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。

報告書

ORIGEN2.1によるBWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

野村 靖; 望月 弘樹*

JAERI-Tech 2002-068, 131 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-068.pdf:5.59MB

通常用いられるORIGEN2.1コードと付属ライブラリー及び原研で開発された最新のライブラリーを用いて、BWR燃料燃焼計算の結果に適用される核種組成補正因子の導出を行い、典型的なBWR使用済燃料棒の輸送あるいは貯蔵設備を模擬した無限配列体系に対して、ORIGEN2.1計算結果をそのまま入力とした場合,補正因子を適用した場合、さらにPIEデータを直接入力とした場合の臨界計算を行い、算出された中性子像倍率を比較検討した。その結果、補正因子を核種組成計算値に適用した場合には、他のいずれの場合よりも中性子像倍率が高く計算され、臨界安全解析上保守側の結果を与えることが確認された。

報告書

Photon and decay data libraries for ORIGEN2 code based on JENDL FP decay data file 2000

片倉 純一; 柳澤 宏司

JAERI-Data/Code 2002-021, 81 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-021.pdf:3.62MB

ORIGEN2コード用の光子及び崩壊データライブラリーをJENDL核分裂生成物崩壊データライブラリー2000(JENDL/FPD-00)に基づいて作成した。崩壊データに関しては、半減期,分岐比,再生(recoverable)エネルギーについてJENDL/FPD-00のもので置き換えた。光子ライブラリーについても、JENDL/FPD-00のデータをもとに作り直した。JENDL/FPD-00の光子データは測定データのない核種には理論計算による計算値を採用しているものである。この結果、核分裂後の極短時間における光子スペクトルもORIGEN2コードで計算できるようになった。

論文

Determination of $$gamma$$-ray exposure rate from short-lived fission products under criticality accident conditions

柳澤 宏司; 大野 秋男; 會澤 栄寿

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(5), p.499 - 505, 2002/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.16(Nuclear Science & Technology)

臨界事故条件下の短寿命核分裂生成物(FP)の$$gamma$$線による線量評価のために、$$gamma$$線照射線量率の時間変化を過渡臨界実験装置(TRACY)において実験的に定量した。データは1.50から2.93$の範囲の反応度投入によって取得した。実験結果より、初期出力バーストを含めた全照射線量に対する短寿命FPからの$$gamma$$線の寄与は15から17%と評価された。このため、線量評価上FPの寄与は無視できない。解析結果からは、モンテカルロコードMCNP4Bと最新のFP崩壊データであるJENDL FP Decay Data File 2000に基づく光子源によって計算した短寿命FPからの$$gamma$$線照射線量率は実験結果と良好な一致を示すことがわかった。しかし、光子源をORIGEN2コードで求めた場合には照射線量率は極度に過小評価した。これは、ORIGEN2コード付属の光子データベースにおいて主要な短寿命FP核種のエネルギー依存光子放出率のデータが欠落していることによる。また、この過小評価は初期バースト後1000秒以下の時間において生じることが確認された。

報告書

ORIGEN2によるPWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

須山 賢也; 村崎 穣*; 望月 弘樹*; 野村 靖

JAERI-Tech 2001-074, 119 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-074.pdf:4.21MB

臨界安全評価上保守的な使用済燃料核種組成を簡便に与えることを目的として、ORIGEN2による燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子をもとめ、その保守性をMVPを用いた臨界計算によって確認した。この補正因子の算出のため、使用済燃料同位体組成測定結果の解析をORIGEN2によって行った。そして、その計算結果から得られた測定値に対する計算値の比(C/E値)の最大あるいは最小値を補正因子として与えた。求められた補正因子は使用済燃料とORIGEN2ライブラリの組み合わせごとに与えられる。得られた補正因子は、従来の臨界安全ハンドブックにおいて与えられていた推奨核種組成の再定義と考えられるものである。

報告書

NSRR実験用照射済BWR燃料の燃焼特性及びパルス照射時の発熱量評価

中村 武彦; 高橋 正人*; 吉永 真希夫

JAERI-Research 2000-048, 77 Pages, 2000/11

JAERI-Research-2000-048.pdf:6.04MB

NSRRでは照射済燃料を用いたパルス照射実験により、燃焼の進んだ燃料の反応度事故時挙動を調べている。反応度事故の大きさはパルス状の出力上昇によって燃料に付与される発熱量あるいはピーク燃料エンタルピで示される。照射済燃料の場合、燃焼度に応じて残留核分裂性物質の量及び中性子吸収体として働く核分裂生成物(FP)の量及びその分布が変化するため、炉出力と発熱量の関係は燃焼度、濃縮度等によって異なる。特に低濃縮の発電用燃料の場合、定常照射中の中性子スペクトルの違いが核分裂性物質の大部分を占めるプルトニウム(Pu)の生成量に影響するため燃焼挙動は複雑で、その評価は特に重要である。本研究では、NSRR照射済BWR燃料実験に用いた燃料を対象にORIGEN2,RODBURN,SWATの3種のコードによる燃焼計算結果を実測した組成と比較し、計算の妥当性を検討した。さらに、得られた組成を用いてNSRRパルス照射時の発熱量を計算し、FP測定により実験的に評価した値と比較検討した。この結果、ボイド率の違いによる中性子スペクトルの変化が、燃焼及びPuの生成に大きく影響し、その結果NSRR実験での発熱量を変化させることを示した。また、ボイド率等を適正に評価することにより、発熱量を実験評価上十分な精度で評価できることを明らかにした。本研究では、実験上重要であるが実測が困難な半径方向の出力分布、FP生成量の分布等が評価され、燃焼特性及びFPガス放出挙動を評価するうえで重要な知見が得られた。

報告書

JENDL-3.2に基づく軽水炉MOX燃料用ORIGEN2ライブラリ

須山 賢也; 尾上 昌晃*; 松本 英樹*; 笹原 昭博*; 片倉 純一

JAERI-Data/Code 2000-036, 35 Pages, 2000/11

JAERI-Data-Code-2000-036.pdf:1.19MB

ORIGEN2コードで使用する軽水炉MOX燃料用ライブラリをJENDL-3.2により作成した。今後国内で使用されることが予想されるMOX燃料の仕様を用いて、SWATにより作成した。作成したライブラリの検証は、欧州のPWRで行われた照射後試験の解析によって行った。また米国のPWRで行われた照射後試験の解析によって、ライブラリ作成時に仮定した条件と照射条件の相違がある場合の実験値と計算値の比較を示した。これらの新しいMOX燃料用ライブラリは、1999年に公開されたJENDL-3.に基づくORGEN2用ライブラリORLIBJ32に組み込まれた。

報告書

統合化燃焼計算コードシステムSWAT改訂版

須山 賢也; 清住 武秀*; 望月 弘樹*

JAERI-Data/Code 2000-027, 88 Pages, 2000/07

JAERI-Data-Code-2000-027.pdf:4.08MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された統合燃焼計算コードシステムである。本レポートは、改訂されたSWATの概要とそのマニュアルである。本改訂は、機能拡充、対応マシンの増大、そしてこれまでに報告された不具合の修正より成っている。

論文

ORLIBJ32: The Set of new libraries of ORIGEN2 code based on JENDL-3.2

須山 賢也; 片倉 純一; 大川 内靖*; 石川 眞*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), p.20 - 0, 2000/00

日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2に基づいた、ORIGEN2コードのための新ライブラリORLIBJ32が開発された。そのライブラリ一群断面積だけではなく、燃焼度依存アクチノイド断面積や、崩壊及び核分裂収率データを含んでいる。そのライブラリの主な目的は、軽水炉の場合には全燃料集合体にわたって平均化した同位体組成を求めることであり、FBRの場合には、炉心全体にわたった平均組成を得ることである。作成目的の燃料集合体はPWR17$$times$$17燃料集合体であり、BWRの場合には、8$$times$$8あるいは9$$times$$9燃料である。FBRの場合の目的の炉心とブランケットは、いくつかの考えられている規格から選択された。LWR燃料の評価は、日本原子力研究所で行われた照射後試験の解析によって行われた。その評価によると、多くの同位体の計算値が向上していることが示されている。FBRライブラリの評価は、新旧のFBRライブラリ間の比較によって行われた。いくつかの同位体の計算された重さは大きな差を示している。この比較は、計算された結果の差が目的とする系の中性子スペクトルに依存していることを示している。

報告書

JMTR照射場の中性子スペクトルを用いた燃焼計算; JMTR予備照射燃料の燃焼計算法の開発

小此木 一成*; 中村 武彦; 吉永 真希夫; 細山田 龍二*

JAERI-Data/Code 99-018, 112 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-018.pdf:4.48MB

NSRRでは、照射済燃料実験の一環として、発電用原子炉で実際に使用された燃料に加え、高濃縮度燃料をJMTRであらかじめ照射した燃料(JMTR予備照射燃料)を用いた実験を実施している。JMTR予備照射終了時の燃料の状態は、NSRRパルス照射実験の初期状態であり、その状態の把握は実験燃料の発熱量及びFP量の評価上、極めて重要である。そこで今回、JMTR炉心の核計算を行い、反射体領域での中性子スペクトルを評価し、この中性子スペクトルを用いたJMTR予備照射燃料の燃焼計算法を開発した。本報告書では、JMTR予備照射燃料の燃焼計算に必要な断面積ライブラリ、燃焼計算用入力フォーマット(ORIGEN2コード用)及びJCL(動作環境:原研-AP3000)を用意した。

報告書

JENDL-3.2に基づくORIGEN2用ライブラリ; ORLIBJ32

須山 賢也; 片倉 純一; 大川 内靖*; 石川 眞*

JAERI-Data/Code 99-003, 83 Pages, 1999/02

JAERI-Data-Code-99-003.pdf:3.47MB

本書は、ORIGEN2コードのためのJENDL-3.2に基づく新しいライブラリORLIBJ32の報告書である。ORLIBJ32の一部をなす、軽水炉用ライブラリの作成には、総合化燃焼計算コードシステムSWATが使用された。また、もう一部の高速炉用ライブラリの作成のために、新しいシステムが開発された。本ライブラリを用いた計算結果は、PWR燃料の照射後試験の結果と、良い一致を示した。

報告書

Calculations of activation and radiation shielding of samples irradiated in dalat reactor using ORIGEN2 and QAD-CGGP2 codes

T.V.Hung*

JAERI-Research 98-037, 14 Pages, 1998/07

JAERI-Research-98-037.pdf:0.67MB

ダラット研究所原子炉(U-Al合金36%濃縮$$^{235}$$U燃料)において照射されたTeO$$_{2}$$及びMoO$$_{3}$$サンプルに関して輸送用鉛容器の必要厚さを、ORIGEN2コード及びQAD-CGGP2コードで計算した。計算において、ORIGEN2内蔵のPWR型(低濃縮ウランUO$$_{2}$$の燃料)断面積ライブラリーを用いた。計算結果を実験データと比較しやすいように計算条件はできる限りダラット研究所原子炉での実験条件に合わせた。計算値と実験値は上記の断面積データの仮定にもかかわらず、よい一致を示した。このことから、ORIGEN2コード及びQAD-CGGP2コード並びに、PWR型(低濃縮UO$$_{2}$$の燃料)断面積ライブラリーを用いることに問題がないことが明らかとなり、今後のダラット研究所原子炉での他の照射サンプルについても放射能と必要な遮蔽の計算に利用できると考えられる。

論文

Validation of SWAT for burnup credit problems by analysis of pie of 17$$times$$17 PWR fuel assembly

須山 賢也; 中原 嘉則; 金子 俊幸*; 奥野 浩

Proc. of PATRAM'98, 1, p.239 - 244, 1998/00

照射後試験(PIE)は、燃焼計算コードの精度を評価するために広く解析されてきたが、最近、日本で照射された17$$times$$17PWR燃料集合体に対する照射後試験が行われた。本報告では、このPWRのSWATによる解析を示す。5サンプルの同位体濃度の平均化したC/E(実験値に対する計算値の比)は、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対して、0.99,0.99,1.02,0.96であった。また、Cs-137,Ce-144,Nd-148,Eu-154に対しては、1.00,1.03,1.02,0.91であった。比較のために、PWR-USライブラリを使用してORIGEN2.1による計算を行った。この場合の平均化されたC/Eは、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対しては0.90,0.77,0.76,0.92であり、Cs-137,Ce-144,Nd-148そしてEu-154に対しては、0.97,1.03,1.01,1.22であった。これらの結果は、17$$times$$17PWR燃料集合体の同位体組成計算について、SWATの計算精度はORIGEN2.1よりも高いことを示している。

報告書

統合化燃焼計算コードシステムSWAT

須山 賢也; 岩崎 智彦*; 平川 直弘*

JAERI-Data/Code 97-047, 128 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-047.pdf:3.06MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された総合燃焼計算コードシステムである。国内における標準的熱炉解析コードSRACと、世界的に広く使用されている燃焼計算コードORIGEN2をコントロールすることで、照射環境に依存した中性子スペクトルをもちいて燃焼解析を行うことが可能である。SWATは、SRACの計算結果にもとづいて実効断面積ライブラリを作成し、そのライブラリを使用してORIGEN2による燃焼計算を行う。SRACとORIGEN2は、外部モジュールとして呼び出されることが可能である。さらに、SWATはJENDL-3.2から作成した独自の断面積ライブラリとJNDC Fission Products Library第2反より作成した崩壊及び核分裂収率ライブラリを有している。これらのライブラリを使用することで、計算者は、SRACによって求められた実効断面積以外にも、SWATによる計算において現在の最新データを使用することが可能である。また、SWATの出力ファイルを使用すれば、ORIGEN2用のライブラリを作成することも可能である。

報告書

JRR-3での岩石型Pu燃料照射実験の燃焼解析手法の検討

中野 佳洋; 高野 秀機; 秋江 拓志

JAERI-Research 97-051, 31 Pages, 1997/07

JAERI-Research-97-051.pdf:2.41MB

JRR-3のベリリウム反射体中の照射孔において照射試験が行われた岩石型プルトニウム燃料の照射試験用試料について、その燃焼解析手法の検討を行った。使用した計算コードは、SRAC,ORIGEN2,MUPである。SRACコードを用いた計算では、。照射場のベリリウム反射体中の中性子エネルギースペクトルをあらかじめ求め、これを照射キャプセル外部境界からの入射スペクトルとする固定源計算と燃焼計算とを組み合わせた計算を行った。このとき照射キャプセル内のモデル化について、簡易モデルと詳細モデルとの比較を行い、計算結果に与える影響を評価した。また、ORIGEN2コード、MVPコードによる計算も行い、計算結果や断面積の比較等を行った。

論文

日本原子力学会崩壊熱推奨値をORIGEN2コードで再現するための崩壊および核分裂収率データライブラリーの作成

片倉 純一

日本原子力学会誌, 38(7), p.609 - 615, 1996/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.43(Nuclear Science & Technology)

使用済み燃料の放射能及び崩壊熱評価等に広く利用されているORIGEN2コードによる崩壊熱計算値と国の安全審査で使用が認められている原子力学会の「原子炉崩壊熱の推奨値」は必ずしも一致せず、無駄な混乱や作業の重複を生む原因となっている。このためORIGEN2コードでも「原子炉崩壊熱の推奨値」と同等の崩壊熱計算値が得られるようORIGEN2コード用の崩壊及び核分裂収率データを「原子炉崩壊熱の推奨値」を算出する基となったシグマ委員会作成のJNDC核分裂生成物核データライブラリーのデータで置換し、ORIGEN2用のライブラリーを作成した。このライブラリーを用いることにより、実用的な範囲では、全冷却期間に亘り0.5%程度で「原子炉崩壊熱の推奨値」と一致するようになった。

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