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核計算手法検証のための臨界ベンチマークデータの整備

研究課題

研究課題/領域番号 17560743
研究種目

基盤研究(C)

配分区分補助金
応募区分一般
研究分野 原子力学
研究機関京都大学

研究代表者

中島 健  京都大学, 原子炉実験所, 教授 (60355047)

研究分担者 宇根崎 博信  京都大学, 原子炉実験所, 教授 (40213467)
研究期間 (年度) 2004 – 2007
研究課題ステータス 完了 (2007年度)
配分額 *注記
2,880千円 (直接経費: 2,700千円、間接経費: 180千円)
2007年度: 780千円 (直接経費: 600千円、間接経費: 180千円)
2006年度: 500千円 (直接経費: 500千円)
2005年度: 1,600千円 (直接経費: 1,600千円)
キーワード原子力エネルギー / 核計算手法検証 / 臨界実験 / ベンチマーク / KUCA / ベンチマークデータ / 核計算手法 / 熱中性子スペクトル / PCクラスター
研究概要

核計算手法の妥当性を検証するための臨界ベンチマークデータの整備を行った。このために、PCクラスターによる並列計算システムを導入し、必要なソフトウェアを整備するとともに、ベンチマーク対象計算用の標準炉心として、KUCA及びTCAの実験体系を選定し、以下の評価を行った。
・KUCAの臨界実験データの精度評価のために、炉心構造材であるポリエチレン及びアルミニウムの組成及び不純物の分析を行うとともに、これまでに測定を行った炉物理パラメータの測定精度を評価した。この評価では、実験を行った際の各種条件の再現性、使用した燃料等の組成や寸法の誤差等をもとに、それらの精度が最終的に求める炉物理パラメータ値に与える影響を調べた。この結果に基づき、KUCAの標準炉心に対する核計算手法の検証に使用できるベンチマークデータ(モデル)を整備した。このモデルを用いて、最新の核データライブラリJENDL-3.3を含む核データライブラリの検証を行い、核データの精度を評価した。
・TCAのMOX炉心の臨界性、ウラン炉心の実効遅発中性子割合に関する実験精度を評価し、ベンチマークデータとして整備した。さらに、本研究で整備した核計算手法を用いて、JENDL-3.3を中心とした核データライブラリの精度評価のためのベンチマーク解析を行った。
・以上の成果に基づき、KURの核特性解析手法を検討し、高濃縮ウラン炉心によるベンチマーク評価及び低濃縮ウラン炉心の核特性予測評価を行った。これにより、低濃縮ウラン燃料により制限値を満足した炉心を構成できることを確認した。

報告書

(4件)
  • 2007 実績報告書   研究成果報告書概要
  • 2006 実績報告書
  • 2005 実績報告書
  • 研究成果

    (7件)

すべて 2008 2006

すべて 学会発表 (7件)

  • [学会発表] Nuclear Characteristics Evaluation for Kyoto University Research React or with Low-Enriched Uranium Core2008

    • 著者名/発表者名
      中島健、宇根崎博信
    • 学会等名
      炉物理国際会議PHYSOR'08 (International Conference on the Physics of Reactors)
    • 発表場所
      スイス・インターラーケン市
    • 年月日
      2008-09-17
    • 関連する報告書
      2007 実績報告書
  • [学会発表] Nuclear characteristics evaluation for Kyoto University Research Reactor with low-enriched uranium core2008

    • 著者名/発表者名
      Ken Nakajima, Hironobu Unesaki
    • 学会等名
      Int. Conf. on Physics of Reactors (PHYSOR08), "Nuclear Power : A Sustainable Resource"
    • 発表場所
      Interlaken, Switzerland
    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
    • 関連する報告書
      2007 研究成果報告書概要
  • [学会発表] Nuclear characteristics evaluation for Kyoto University Research Reactor with low-enriched uranium core2008

    • 著者名/発表者名
      Ken Nakajima, Hironobu Unesaki
    • 学会等名
      Proc. Int. Conf. on Physics of Reactors (PHYSOR08), "Nuclear Power: A Sustainable Resource"
    • 発表場所
      Interlaken, Switzerland
    • 説明
      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      2007 研究成果報告書概要
  • [学会発表] On the Analysis Method of Effective Delayed Neutron Fraction at Thermal Neutron Systems2006

    • 著者名/発表者名
      Ken Nakajima, Hironobu Unesaki
    • 学会等名
      PHYSOR-2006, American Nuclear Society's Topical Meeting on Reactor Physics
    • 発表場所
      Vancouver, Canada
    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
    • 関連する報告書
      2007 研究成果報告書概要
  • [学会発表] Criticality Analysis of Uranium Fueled Thermal Spectrum Cores of Kyoto University Critical Assembly using JENDL-3.3, ENDF/B-VI. 8 and JEFF3.1 Libraries2006

    • 著者名/発表者名
      Hironobu Unesaki, et al.
    • 学会等名
      PHYSOR-2006, American Nuclear Society's Topical Meeting on Reactor Physics
    • 発表場所
      Vancouver, Canada
    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
    • 関連する報告書
      2007 研究成果報告書概要
  • [学会発表] On the Analysis Method of Effective Delayed Neutron Fraction at Thermal Neutron Systems2006

    • 著者名/発表者名
      Ken Nakajima, Hironobu Unesaki
    • 学会等名
      Proc. PHYSOR-2006, American Nuclear Society's Topical Meeting on Reactor Physics
    • 発表場所
      Vancouver, Canada
    • 説明
      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      2007 研究成果報告書概要
  • [学会発表] Criticality Analysis of Uranium Fueled Thermal Spectrum Cores of Kyoto University Critical Assembly using JENDL-3.3, ENDF/B-VI. 8 and JEFF3.1 Libraries2006

    • 著者名/発表者名
      Hironobu Unesaki, et al.
    • 学会等名
      Proc. PHYSOR-2006, American Nuclear Society's Topical Meeting on Reactor Physics
    • 発表場所
      Vancouver, Canada
    • 説明
      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      2007 研究成果報告書概要

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公開日: 2005-04-01   更新日: 2016-04-21  

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