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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

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。

論文

Critical and subcritical mass calculations of curium-243 to -247 based on JENDL-3.2 for revision of ANSI/ANS-8.15

奥野 浩; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1072 - 1085, 2002/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.45(Nuclear Science & Technology)

臨界及び未臨界質量を243Cmから247Cmの5核種のキュリウム同位体の球に対して計算した。燃料は金属系及び金属と水の混合系で、3種類の反射条件(裸,水反射体付き,ステンレス鋼反射体付き)を考慮した。計算は、主に連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2の組合せを用いて実施した。その他の評価済み核データファイルENDF/B-VI及びJEF-2.2も中性子増倍率の計算結果の評価済み核データファイルの違いに起因する相違を見い出すために適用した。評価済み核データファイルへの大きな依存性が計算結果に見い出された。

論文

Activities for revising Nuclear Criticality Safety Handbook

奥野 浩; 野村 靖

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11

日本の臨界安全ハンドブックは1988年に初版が発刊され、その英訳が1995年になされた。この論文は計算コードの検証に力点を置きながら、米国の臨界安全関係者に日本のハンドブック改訂活動を紹介することを意図している。その中には、(1) 「臨界安全ハンドブック第2版」の公刊とその英訳,(2) 「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の公刊,(3) 「臨界安全ハンドブック・データ集第2版」の作成準備,が含まれる。

論文

臨界安全ハンドブック第2版の作成について

奥野 浩; 野村 靖

日本原子力学会誌, 39(10), p.832 - 841, 1997/00

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

「臨界安全ハンドブック第2版」の作成も臨界安全性実験データ検討ワーキンググループにおいて最終の検討段階に入っている。第2版は、日本における最新の研究成果を取り入れた。本稿では、第1版(1988年に発刊)の継続課題として検討されたものの中から、(1)非均質な体系であっても均質と見なせる燃料粒径の大きさ、(2)均質燃料で燃料分布が不均一になったときの反応度効果、(3)水没を仮定しない臨界安全評価の方法、(4)燃料の燃焼を考慮したときの臨界データ、について内容を解説する。さらに、第1版ではもともと範囲外としていた化学プロセスの臨界に関する事項及び臨界事故関連事項について概要を紹介する。最後に、第3次版を目指した準備状況についても触れる。

論文

Preparations for revising the criticality safety handbook of Japan

奥野 浩; 小室 雄一; 内藤 俶孝

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.III-38 - III-43, 1991/00

日本原子力研究所では1988年に科学技術庁によって発行された日本初の臨界安全ハンドブックの改訂及び補追作業を行っている。この作業は仁科教授を主査とする作業グループの意見を反映する形で行われている。改訂版では反応度効果をより精細に取扱い、化学プロセスデータや事故評価データを加える予定である。改訂版に含まれる予定の2つの項目-燃料粒径の効果及び部分反射体の効果についてこの論文では述べる。

論文

Preparations for revising the criticality safety handbook of Japan

奥野 浩; 小室 雄一; 内藤 俶孝

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.103 - 109, 1991/00

日本原子力研究所では1988年に科学技術庁によって発行された日本初の臨界安全ハンドブックの改訂及び補追作業を行っている。この作業は仁科教授を主査とする作業グループの意見を反映する形で行われている。改訂版では反応度効果をより精細に取扱い、化学プロセスデータや事故評価データを加える予定である。改訂版に含まれる予定の2つの項目-燃料粒径の効果及び部分反射体の効果についてこの論文では述べる。

報告書

A Revision of MUTUAL; A Computer code for analysing nuclear criticality safety on array system

奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 栗林 克明*

JAERI-M 89-140, 32 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-140.pdf:0.65MB

MUTUALは配列体系の臨界安全解析コードである。その原版は1986年に公開された。以下の3点においてMUTUALを改訂した。(1)入力形式をボックス型から絶対座標型に変更した。(2)固有値方程式を最小固有値を求めるものから最大固有値を求めるものに変更した。(3)立体角を計算するサブルーチンで、鏡像ユニットからの寄与分が正しく取入れられるように改めた。この報告書は改訂後のMUTUALの使用手引書である。

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