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論文

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

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

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.

報告書

ORIGEN2用断面積ライブラリセットとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算コードCRAMOの開発

横山 賢治; 神 智之*

JAEA-Data/Code 2021-001, 47 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2021-001.pdf:1.85MB

国産の評価済み核データライブラリJENDLに基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーを組み合わせることで、新たな燃焼計算コードCRAMOを開発した。今回開発したCRAMOは、JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBJ40と汎用炉心解析システムMARBLEに実装された燃焼計算ソルバーを利用している。ORLIBJ40を使った燃焼計算や放射化計算のサンプル問題にCRAMOを適用し、ORIGEN2の計算結果とよく一致することを確認した。これにより、ORIGEN2を使わずにORLIBを利用することが可能になった。今後は、燃焼計算や放射化計算等で使いやすく処理したJENDLのデータをチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーと組み合わせて提供できると考えられる。なお、現状のCRAMOの計算機能はORIGEN2のサブセットとなっており、CRAMOで計算できるのは燃焼後の組成と放射能である。ただし、ORIGEN2が出力する計算結果は燃焼後の組成に基づいているので、今後、後処理機能を追加していくことで、ORIGEN2の機能を再現できるようになると考えられる。

論文

Validation of a continuous-energy Monte Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment

奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.128 - 138, 2000/02

連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。本コードの信頼性を確認するため、高転換軽水炉格子と可燃性毒物入りBWR燃料格子に対する燃焼計算ベンチマーク問題の解析を行った。その結果、主要な燃焼特性量に対して決定論的手法コードSRAC95の結果と良い一致を得た。強い非均質体系であっても特に問題となるような統計誤差伝播の影響は見られなかった。更に、JENDL-3.2ライブラリーを使用して、使用済み燃料の核種組成の解析を行い測定値との比較を行った。燃焼度34GWd/tにおける燃料組成の計算値は、核特性にはほとんど影響が無い$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu,$$^{242m}$$Am及び$$^{244}$$Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。

論文

Incident angle dependence of residual defect in silicon surface barrier detector

神野 郁夫; 池添 博; 大槻 勤*; 林 修平*; 金沢 哲*; 木村 逸郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.582 - 584, 1991/06

シリコン表面障壁型半導体検出器(SSB)の残余損失について、101.7MeVおよび133.9MeVの$$^{58}$$Niイオン、129.8MeVの$$^{127}$$Iイオンを用いて実験を行った。133.9MeVの$$^{58}$$Niイオンについては、SSBへの入射角度を0、30、45、60度と変化させて、残余損失の入射角度依存性を研究した。使用したSSBの比抵抗は、362$$Omega$$cm、1500$$Omega$$cmおよび2100$$Omega$$cmであった。実験結果は、誘電体効果モデルで解析された。($$^{127}$$Iおよび101.7MeVの$$^{58}$$Niイオンについては、入射角度0度のみ測定した)解析の結果、角度を持って入射したイオンの場合、プラズマ柱の長さが射影された長さ、プラズマ柱内部の電子・正孔対密度が余弦の逆数倍された密度を見做すことにより、よく理解されることがわかった。

論文

Calculation of atom rations of $$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs, $$^{154}$$Eu/$$^{137}$$Cs and Pu/U, burnup and most probable production amount of plutonium in fuel assemblies of JPDR-1

江連 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.562 - 571, 1990/06

JPDR-1の全使用済燃料集合体のPu/U,$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs及び$$^{154}$$Eu/$$^{137}$$Csの原子個数比が計算され、この結果が非破壊ガンマ線分析法によって測定された結果と比較検討された。その結果、Pu/U及び燃焼度については計算と測定との間に多少の差があり、$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Csと$$^{154}$$Eu/$$^{137}$$Csの計算値は、測定値と比較すると大部分の燃料集合体で過小評価になっている。これらの計算値と測定値及びそれらの精度をもとに求めたPu生成量は再処理の回収量と良く一致した。

論文

Evaluation of depletion and production of uranium, plutonium, transplutoniums and fission products in full-core fuel assemblies ofJapan Power Demonstration Reactor-1

江連 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(5), p.461 - 472, 1990/05

BWRのU,Pu,超プルトニウム及びFPの損耗及び生成量の計算手法を提案し、それについてJPDR-1燃料の測定結果を用いて評価した。

口頭

The Possible use of short half-life noble gas fission products for measurement of criticality and identification of plutonium in fuel debris canister

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

no journal, , 

Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of $$^{88}$$Kr-to-$$^{135}$$Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.

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