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報告書

3次元六角体系用中性子輸送計算コードの整備,2; MINISTRIコードの改良及び機能拡張

杉野 和輝; 滝野 一夫

JAEA-Data/Code 2019-011, 110 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-011.pdf:3.37MB

実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用三角メッシュ離散座標法(SN法)輸送計算コードMINISTRIコード(Ver.7.0)を整備した。具体的には、これまで整備したMINISTRIコード(Ver.1.1)の非収束性の問題を詳細に分析し、適切な改良を行うことにより、大型炉心体系への適用における収束性を飛躍的に向上させることができた。改良後のMINISTRIを種々の高速炉炉心を対象にして検証を行った結果、同じ断面積を用いた多群モンテカルロ法計算結果に対して、実効増倍率で0.1%以内、出力分布で0.7%以内の一致が見られ、十分な精度を有することを確認した。また、計算時間に関しては、初期拡散計算機能の導入と並列処理化により、従来と比較して約10分の1への計算時間の短縮を図ることができた。更に、セル非等方ストリーミング効果取り扱い機能の導入、摂動計算ツールの整備、六角格子内三角メッシュ毎断面積指定機能の追加、六角メッシュ計算コードMINIHEX統合を行い、汎用性を高めた。

論文

Sorption parameter setting approaches for radioactive waste disposal considering perturbation effects; Sorption reduction factors for organics

舘 幸男; Ochs, M.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.229 - 232, 2018/11

福島第一原子力発電所におけるクリーンアップ及び廃止措置活動によって様々な種類の放射性廃棄物が発生している。これらの廃棄物の処分においては、廃棄物に含まれる共存物質(有機物,ホウ素,塩分等)による擾乱影響が考慮される必要がある。そのような共存物質は処分システムの安全評価のための放射性核種の収着パラメータに影響を及ぼす可能性がある。本研究は、これらの擾乱影響を考慮した収着パラメータの定量評価手法の開発と、セメント系材料に対する有機物(イソサッカリン酸)共存下での収着低減ファクターを例示的に評価することを目的とした。イソサッカリン酸の影響によるセメントへのAmの収着低減ファクターを導出するための3つの手法が比較された。これらのオプションは、共存物質による擾乱影響に関して利用可能なデータ量に応じて、段階的に適用されるべきである。

論文

Retention of uranium in cement systems; Effects of cement degradation and complexing ligands

Ochs, M.*; Vriens, B.*; 舘 幸男

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.208 - 212, 2018/11

福島第一原子力発電所の事故に関連したクリーンアップ活動によって、コンクリートなどのセメント系材料を含む様々な種類の放射性廃棄物が発生している。さらに、放射性核種の収着や取り込み能力を含む、その好ましく安定した化学特性のために、セメント系バリア材の利用が検討されている。福島で生じている廃棄物には、特に、有機物,ホウ素,塩分といった、収着遅延に擾乱影響をもたらす共存物質が含まれる。本研究では、異なる劣化条件と、有機物,ホウ素,塩分といった共存物質が存在する条件でのセメント系材料へのU(VI)及びU(IV)の収着遅延を、既存の文献情報をもとに、定量評価する手法を構築することを目的とする。段階的なアプローチを提案し、U(VI)及びU(IV)の収着遅延を例示的に評価した。

論文

Impact of perturbed fission source on the effective multiplication factor in Monte Carlo perturbation calculations

長家 康展; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.428 - 441, 2005/05

 被引用回数:50 パーセンタイル:95.28(Nuclear Science & Technology)

相関サンプリング法と微分演算子サンプリング法を用いたモンテカルロ摂動計算に対して核分裂源分布の変化による実効増倍率の変化を評価する新しい手法を提案した。検証のために本手法をMVPコードに組み込んだ。高速体系と熱体系に対して簡単なベンチマーク問題を設定し、これらの問題を用いて本手法の有効性を検証した。結果として、本手法は核分裂源分布の変化による実効増倍率の変化を評価するのに非常に有効であることが確認できた。また、核分裂源分摂動の効果が非常に大きい場合があり、その効果を考慮しなければ反応度変化を正確に評価することができない場合があることも示された。そのような場合においても、新しい手法を用いて核分裂源分摂動の効果を評価することができ、反応度変化の評価は著しく改善される。

報告書

FCA XVII-1炉心におけるB$$_{4}$$C及びPu反応度価値の軸方向空間分布の解析

長家 康展; 大野 秋男; 大杉 俊隆

JAERI-Research 95-003, 40 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-003.pdf:1.37MB

高速炉における物質反応度価値の予測精度向上を目的として、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いてB$$_{4}$$C及びPu反応度価値の軸方向空間分布を測定し、その解析を行った。測定に用いられた炉心はXVII-1炉心で、典型的な酸化物燃料炉心である。実験ではこの炉心の中心軸方向にサンプルを挿入して余剰反応度を測定し、サンプルを挿入していないときの余剰反応度との差から反応度価値を求めた。解析はいくつかの計算モデルを用いて行い、その結果を比較した。更にDUO$$_{2}$$燃料板のコーティング剤に含まれている水素の影響、炉心間ギャップの影響、輸送効果、メッシュ効果を調べ、実験値と比較した。B$$_{4}$$C及びPuの場合とも、炉心領域ではよい精度で計算値は実験値と一致するが、ブランケット領域では測定方法及び計算精度改善について検討する必要があることが明らかになった。

論文

An Effective method of estimating multiple control rod worths in large fast reactors

三谷 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(9), p.640 - 651, 1977/09

 被引用回数:1

大型高速炉の多数本制御価値を評価する方法が高次摂動法を用いて展開された。これより多数本制御棒間の相互作用を異なる物理的過程を含む個々の成分に分けて理解することが可能になり、また、相互作用の強さに応じて、2本、3本、・・・制御棒間の相互作用の組み合せで評価する新しい方法が提案された。この方法をPHENIXの実験データおよびMONJUに適用した結果、原型炉級の高速炉の多数本制御棒間の相互作用は2本の制御棒間の相互作用の組合せで充分に評価出来ることが明らかにされた。一方、1000MWe高速炉では制御棒間の相互作用が強く、上記の方法では不充分であることが数値計算で示され、この困難性を克服するために、上記の方法に「擬似制御棒」なる概念が導入された。この方法を用いると、1000MWe高速炉で19本および18本制御棒価値を$$pm$$2%の範囲内で推定可能になり、その有効性が立証された。しかし、列間の相互作用の評価には若干の問題がある。

報告書

拡散近似による摂動計算コード; GURNET-2

伊勢 武治

JAERI-M 6491, 19 Pages, 1976/03

JAERI-M-6491.pdf:0.58MB

汎用一次元拡散コードGURNETに摂動の計算を追加し、動特性パラメータ(lpおよび$$beta$$eff)、組成核断面積および体系の径方向の寸法の摂動による反応度係数を計算できるように改良した。この計算コードは、全部FORTRAN言語で書かれていて、現在FACOM版とCDC版とが用意されている。FACOM230/75における計算例では、臨界計算および動特性パラメータ計算を合わせて、エネルギー群数9、空間格子点の数82で、9.7秒(CPU時間)であった。使用記憶容量も62K語と非常に少ない。

論文

A New experimental method of estimating physics parameters in large fast reactors

三谷 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(2), p.58 - 73, 1976/02

 被引用回数:2

利用可能なPuおよびU燃料が制限されている条件のもとで、大型高速炉の炉物理量を正確に推定出来る新しい実験方法が提唱されている。この方法は、基準実験と一連の補助実験より成り立っている。基準実験は大型炉と幾何学的大きさが全く同じで、炉心の一部分でPu燃料、他の大部分でU燃料が装荷された体系で行なわれる。一方、補助実験は、基準実験系のドライバー領域を数個の部分領域に分け、個々の部分領域で順次U燃料を補助利用のPu燃料で置き換えて繰り返し行なわれる。これらの実験から、大型炉の炉物理量は摂動論的に一次の範囲で完全に推定出来る。これに対する理論的補正は二次以上の高次の項であり、分割された部分領域間の相互作用の効果のみである。原型炉程度の大型炉について詳細な数値計算が行なわれ、この結果から、その有効性が実証された。さらに、この方法は商業用高速炉の模擬実験に必要な最小のPuおよびU燃料の量を定める問題に応用することが出来る。

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