2008/12MA装荷臨界実験による核変換システムの核設計精度向上の効果を評価するため、炉定数調整法を用いた誤差解析を行った。(TEF-P)においてMA装荷臨界実験をすることで、核変換システムの核設計における核データに起因する誤差が減少できることを定量的に示した。臨界性については、MA装荷高速炉と加速器駆動未臨界システム(ADS)に関する核データに起因する誤差は、それぞれ0.49%と1.03%から0.35%と0.80%に減少した。k/kオーダーの実験精度が必要であることを示した。この実験誤差は、従来から用いられているサンプルオシレーション法を適用することで達成することが可能である。2008/09本研究では、SIMMER-IVコードを大型ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故に初めて適用して、事象推移を描くとともに重要な特徴を把握することを試みた。3次元計算は多くの計算時間を要するため、本研究では遷移過程の初期過程に注目してSIMMER-IVによる解析を行った。計算結果は再臨界もなくマイルドな事象推移を示した。小型ナトリウム冷却高速炉と比べると、大型ナトリウム冷却高速炉では径方向スロッシングがさほど有意でないことがわかった。)は原子炉の動特性において非常に重要なパラメータである。モンテカルロ法で評価するために、固有値比法に摂動モンテカルロ法の一つである相関サンプリング法を適用した。計算できることがわかった。2008/09拡張バイアス因子法、すなわちLC法とPE法の2手法を種々の核特性実験値を活用して、典型的な高速増殖炉の臨界性とナトリウムボイド反応度の予測精度評価に適用した。拡張バイアス因子法は従来バイアス因子法より効果的である。活用する実験の数が少ない場合は、PE法の持つ実験の組合せ方に自由度が多いという性質のために、PE法がLC法よりも効果的に働く。活用する実験値の数が十分多い場合は、その利点はほとんど影響しない。設計値に含まれる断面積起因誤差は、種々の核特性に関する約200個の実験値を活用することにより、そのほとんどが消滅した。臨界性については、設計値に含まれる全体の不確かさのうち、断面積起因誤差が大部分を占めているため、全体の不確かさも大きく低減した。ナトリウムボイド反応度については、設計値の不確かさのうち、断面積起因誤差が手法起因誤差より小さいため、全体の不確かさの低減は大きくない。2008)のためAcからFmのアクチニドに対する中性子誘起反応の核データを評価した。入手可能な測定データ及び新しく開発した理論モデルコードCCONEを用いて評価を行い、JENDL-3.3のほぼすべてのデータを更新した。JENDL/ACの予備的なバージョンを使用した核分裂炉に対する積分ベンチマークテストを行っている。JENDL/ACは2008年に公開予定である。ENDF/B-VII)と、JAEAの標準解析手法に基づき、「もんじゅ」の炉物理試験解析(臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数)を実施した。感度解析を実施し、核データライブラリの違いによる影響を詳細に分析した。その結果、いずれの核特性においても、JENDL-3.3による解析結果は実験値と良い一致を示し、その他の核データライブラリと同等以上の精度を有していることが確認された。これより、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を確認することができた。感度解析の結果からは、「もんじゅ」は実機炉心の特性を活かして、高次Puの断面積や自己しゃへい効果の温度依存性の検証に非常に有効であることがわかった。2008/09反応度事故(RIA)条件下における燃料破損限界を明らかにするため、高燃焼度燃料を対象としたパルス照射実験を実施した。(PCMI)により破損し、その際の燃料エンタルピは、より腐食の進んだ被覆管を有する燃焼度71から77GWd/tのPWRウラン燃料の場合に近かった。BWR及びPWR燃料の被覆管金相の比較から、被覆管の集合組織に依存して決まる水素化物の析出形態が破損限界に影響を与えることを明らかにした。燃焼度48及び59GWd/tのPWR-MOX燃料を対象とした実験においてもPCMI破損が生じた。破損時エンタルピを被覆管酸化膜厚さに対してプロットしたところ、MOX燃料の破損限界はこれまでに実施したPWRウラン燃料実験の結果に一致した。よって、RIA条件下のPCMI破損限界は被覆管の腐食状態に依存しており、燃焼度59GWd/tまではウラン燃料とMOX燃料に同一の破損しきい値を適用することは妥当と言える。FCAを用いて反射体付き小型高速炉の模擬体系を構築し、境界領域の核特性評価の信頼性向上を目的としたベンチマーク実験を実施した。過大評価する結果となった。これに対して、反射体の主材料である鉄の数10keVから1MeVのエネルギー領域の散乱反応等を適切に評価するために、より詳細なエネルギー群数(140群)及び高次の非等方散乱(3次オーダー)を考慮した解析を行った。程度の改善が見られることを示した。2008/09原子力機構では次世代炉物理解析コードシステムMARBLEの開発プロジェクトを開始した。本システムの実現に向けて、高速炉の炉物理解析のためのソフトウェア基盤と共用データモデルの開発を行った。現在までに、高速炉の燃焼解析システムORPHEUSをMARBLEシステム内に実装した。新システムは従来コードのベンチマーク結果を再現しており、共用データモデルによって実現された機能によりユーザの入力作成の手間を低減することができた。測定された燃焼係数解析を使って新システムを検証した。これらの結果は、MARBLE/ORPHEUSが高速炉用の新しい標準炉物理解析システムとして採用可能なことを示している。(FCA)で測定された中心核分裂率比の解析によってベンチマーク試験を実施した。試験には、モンテカルロコードを利用した。核データライブラリー間で、C/E値を比較した。2008/09MEGAPIE計画では、鉛ビスマスターゲットから放出された放射性ガスの測定が行われた。測定値と複数の計算コードによる結果の比較を行い、鉛ビスマスターゲットからの放射性ガスの放出率を評価した。SNTコードと放射化評価コードを結合し、ターゲットと構造材の放射化を評価した。ターゲット廃棄時の安全や被爆評価にかかわるデータベースを構築した。ROSAプロジェクト実験をLSTFを用いて行った。スクラム失敗時の炉心出力は、原子力機構開発による三次元核熱結合コードSKETCH-INS/TRAC-PF1を用い、炉心部を詳細模擬したPWRのLOCA解析により決定した。RELAP5/MOD3.2.1.2コードの予測性能を検証した。改良版RELAP5コードはこれらの熱水力現象をおおむね再現したが、一次系ループ流量の低下が実験より遅くなり低温側配管内の水位を十分予測できず、二相放出過程における破断流量を過大予測した。2008/09革新的水冷却炉(FLWR)は、経験と実績が豊富な軽水炉技術に立脚して将来の持続的なエネルギー供給を実現するため、原子力機構において研究が進められているBWR型の新型原子炉概念で、MOX燃料棒を三角格子稠密配列とした炉心を使用している。これにより、硬い中性子スペクトルを実現し、ウランからプルトニウムへの転換比を高めており、プルトニウムやさらにマイナーアクチニド(MA)を加えたTRUのリサイクルに適したものとなっている。FLWR炉心には、転換比の異なるHC-FLWRとRMWRの2概念があるが、0.85程度と転換比の低いHC-FLWRにおいてもMAを2%程度含むTRUリサイクルが可能であるとの結果が得られた。2008/09使用済燃料の特性の計算において、近年は中性子輸送計算にモンテカルロ方法を使用する方法が採用されつつある。適用できる位置から選択された使用済燃料サンプルの同位体組成データの解析によって行われてきた。この論文は、KENO-VIモンテカルロ輸送計算とORIGEN-S燃焼計算を結合したSCALE5.1コードシステムT6-DEPLシーケンスを用いた、燃料端部から得られた同位体組成データ解析の結果を報告する。2008/09核物質の取り扱い・貯蔵・輸送において合理的かつさらに経済的な設計が可能となれば核燃料サイクルの経済性にも影響を与えうるため、長年に渡り核燃料取り扱いにおける臨界安全性評価用のライブラリとコードが開発されてきた。臨界安全性ワーキングパーティーにまとめられた。それに属す6の専門家会合は、実験評価からは、実験評価からコードやライブラリ間の比較までを含む、臨界安全の静的解析と過渡変化の研究に関するあらゆる活動を行ってきた。実用的な規則を確立しかつ適切なツールを示すことを意図して、さまざまなレポートが専門家会合によって作成されている。2008/09近年、MVP-BURNに代表されるモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードの普及が進んでいるが、計算能力の問題から、全炉心モデルに対するモンテカルロ法を用いた燃焼計算はほとんど行われてこなかった。そこで本研究では、研究炉JRR-3に対してMVP-BURNを用いた全炉心燃焼計算を行い、炉心特性を評価した。燃焼計算では、燃焼領域の設定によって計算結果に差異が生じる。本研究では、特に可燃性毒物であるカドミウムワイヤーの径方向の燃焼領域設定、及び燃料の高さ方向の燃焼領域設定に着目した。80日目では過小評価となった。