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報告書

未臨界度モニターに関する実験

辻 延昌*; 大杉 俊隆; 大野 秋男

JAERI-M 86-179, 43 Pages, 1986/12

JAERI-M-86-179.pdf:1.13MB

高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて、中性子エネルギ-に対して異なった感度を有する2つの検出器(対検出器)を使う未臨界度モニタ-に関する実験を行なった。対検出器として、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂計数管、$$^{3}$$He比例計数管を組合わせ、XII-1,XIII-1炉心において、体系の未臨界度を変えて対検出器の係数率比Rを測定した。測定の結果、係数率比Rが未臨界度に対して、滑らかに変化する様な対検出器の組合わせと設定位置が存在することを確認した。

論文

Evaluation of delayed neutron fraction $$beta$$ for thermal fission of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U based on integral experiments at using SHE

金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.487 - 488, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.487
 被引用回数：3 パーセンタイル：59.52(Nuclear Science & Technology)

SHEにおける臨界実験データによって遅発中性子に関する核データの評価を試みた。Keepinの核データを用いた計算値と実験値の相対差を、動特性パラメータ($$beta$$eff/$$lambda$$)、Th、NU、EU棒の反応度価値、可燃性毒物棒の反応度価値、実効増倍係数、制御棒の効果($$Delta$$$$alpha$$)について集計してみると、$$beta$$effにより計量されない積分量については相対差は極めて小さいのに対して、$$beta$$effにより計量される積分量である積分量については相対差は一様に大きくなることがわかった。この相対差を最小するという条件から統計処理を行うこと、$$beta$$effの真の値はKeepinの核データを用いたものより約7.5%大きいことが推定された。この推定値はENDF/B-IVによる計算値にほとんど一致する。

論文

Effective multiplication factors and reaction rates calculated with fission spectra of U-235,U-238 and Pu-239

高野 秀機; 金子 邦男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(3), p.236 - 238, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.236
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.27(Nuclear Science & Technology)

炉計算はEXPANDA-G、SLAROM、CITATION、ANISN-JR、TWOTRAN-IIなどの拡散及び輸送コードを用いて行なわれている。しかしこれらのコードでは分裂スペクトルの核種及び領域依存性は考慮されていない。従って、ここでは分裂スペクトルの領域及び核種依存をEXPANDA-G一次元拡散コードで考慮できるようにし、実効増倍係数と反応率分布へ及ぼす影響が調べられた。炉心では炉中心での中性子スペクトルを用いて、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの分裂スペクトルの平均スペクトルが用いられる。 計算の結果、ZEBRA-3炉心のように$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uが多量に含まれている場合、FCA-V-2のようにUとPuの混合燃料炉心、FCA-VI-2のようにドライバー領域をもった炉心では、特に1つの分裂スペクトルの仮定は無視できない誤差を生み出し、実効増倍係数に対し、0.3%以上、反応率($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$$$sigma$$f)分布に対し、ブランケット部で4~8%の過大評価であった。

報告書

FCA V-3,V-3BおよびV-2-R集合体の核分裂率分布

溝尾 宣辰; 小川 弘伸; 小林 圭二*; 前川 洋; 松野 義明*; 三田 敏男*; 藤崎 伸吾; 弘田 実彌

JAERI-M 9056, 38 Pages, 1980/09

JAERI-M-9056.pdf:1.14MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬体系であるV-3,V-3B1,V-3B3,V-3B4,V-3B5およびV-2-R集合体における核分裂率分布の測定と解析を行った。測定は、劣化ウラン、濃縮ウランおよびプルトニウムの小型核分裂計数管を使用して、径方向の分布を求めたものである。上記の各集合体においては、炉心構成物質は同一であるが、ブランケット組成が天然ウラン金属、酸化物ウランと減速材およびSUSなどと異なっていることから、炉心内での分布の変化は小さいが、ブランケット領域においては大きな相異がみられた。解析はJAERI-FAST2を用いて1次元および2次元の拡散計算である。計算値対実験値(C/E)は、炉心内ではよい一致を示したが、ブランケット領域では従来どおり1.0より小さくなる傾向を示した。これに対し、実験孔内でのストリーミング効果および空格子の取扱いに対する補正を行うことにより、C/Eの1.0からのずれが大巾に改善されることを示した。

報告書

FCA V-2集合体における $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U 中性子捕獲率 の絶対測定

小林 圭二*; 溝尾 宣辰; 弘田 実彌

JAERI-M 9054, 29 Pages, 1980/08

JAERI-M-9054.pdf:0.86MB

高速実験炉「常陽」の物理的モックアップであるFCA V-2集合体において、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの中性子捕獲率の絶対測定を行った。捕獲生成物の放射能は、標準熱中佳子設備で照射された$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U箔によって較正されたGe(Li)検出器で絶対測定され、一方、較正された濃縮ウラン核分裂計数管によって$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの絶対核分裂率が測定された。その結果、V-2炉心の中心における$$^{2}$$$$^{8}$$$$sigma$$$$_{c}$$/$$^{2}$$$$^{5}$$$$sigma$$$$_{f}$$の値として0.141$$pm$$3%が得られた。この値は、JAERI-FAST Version II、RCBNセットを用いた各計算値より大きい。

報告書

黒鉛反射体付酸化リチウム体系中での$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの核分裂率に対する感度解析

大山 幸夫; 関 泰; 前川 洋; 中村 知夫

JAERI-M 8870, 19 Pages, 1980/05

JAERI-M-8870.pdf:0.64MB

D-T核融合炉の黒鉛反射体付酸化リチウムブランケットを模擬した体系において核分裂率測定実験を行った。その結果を解釈する一方法として$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの各測定点における核分裂率の体系を構成する核種の全断面積に対する感度解析を行った。感度解析は計算コードSWANLAKEを用いて行ない、このコードによってエネルギー依存の感度とエネルギー積分した感度が得られる。解析の結果、核分裂率に対する影響度の大きい核種を指摘し、実験上の問題を明らかにした。

報告書

$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造用UO$$_{2}$$ペレットの中性子自己しゃへい

山林 尚道

JAERI-M 8074, 11 Pages, 1979/02

JAERI-M-8074.pdf:0.51MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応により$$^{9}$$$$^{9}$$Moを製造するため、2.56%濃縮UO$$_{2}$$ペレット120gが使用される。JRR-2,3でUO$$_{2}$$ペレット(14.50$$phi$$$$times$$14.0l$$times$$5個、スタック長70mm)を照射する場合の中性子自己しゃへい係数を求めた。中性子自己しゃへい係数はUO$$_{2}$$ペレットを1.2g、12g、120gと増加するに伴って0.76、0.65、0.58と減少した。

報告書

スプライン・フイッテング法を用いた$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの断面積評価

高野 秀機; 中村 康弘; 桂木 学

JAERI-M 8030, 25 Pages, 1979/01

JAERI-M-8030.pdf:0.75MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの分裂断面積及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの捕獲断面積の評価をスプライン・フィッテンダ法を用いて行った。評価は考慮した各エネルギー群での平均断面積が一定であるという条件を満足するように行われた。ここで用いた平均断面積は、群定数修正法によって得られたJAERI-Fast、Set VersionIIの値である。即ちここで求めた評価値は修正群定数を再現するものであり、積分データから微分データへのフィードバックの情報である。本報告にはスプライン・フィッテング・コード、SPLINE-XEの使用法も示されている。

論文

Cross-section sensitivity analysis of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U and $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U fission rates measured in a graphite-reflected lithium assembly

関 泰; 前川 洋

Nuclear Science and Engineering, 66(2), p.243 - 251, 1978/02

https://doi.org/10.13182/NSE78-A27205
 被引用回数：3

抄録なし

論文

Multi-level correction to Breit-Wigner single-level formula

高野 秀機; 石黒 幸雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(9), p.627 - 639, 1977/09

https://doi.org/10.3327/jnst.14.627
 被引用回数：2

重い核の中性子断面積の公式をウィグナー・アイゼンバンドの理論に基づいて導出した。この導出した公式は、共鳴間の干渉効果を表す干渉パラメータ(u,v)を含んでいる以外ブライト・ウィグナーの一準位公式と全く同じである。従ってこの公式は現存の共鳴積分コードを少し改良するだけで炉計算に容易に適用できる。 ここで導出した公式を分離共鳴領域の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uの分裂断面積及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの全断面積の解析に適用した。これらの核種のいくつかの共鳴準位に対して干渉パラメータ(u,v)が最小自乗法による実験データフィットにより計算され、この公式が実験データを良く表すことが示された。 非分離共鳴領域においては一準位共鳴パラメータ及び干渉パラメータが乱数抽出法を使用して発生させられる。これらのパラメータを使って計算された断面積のエネルギー変動は両者の間でかなりの差が見られ、1~2keVの領域で$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの断面積のドップラー変動が調べられた。

報告書

Neutron Nuclear Data of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu and $$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Pu Adopted in JENDL-1; Preliminary Results

菊池 康之; 中川 庸雄; 松延 広幸*; 神田 幸則*; 川合 将義*; 村田 徹*

JAERI-M 6996, 109 Pages, 1977/02

JAERI-M-6996.pdf:2.41MB

1976年4月に、JENDL-1に収納された、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puの核データについて概略が述べられている。第1部においては、この5核種の滑らかな断面積に対する評価方法が、各評価者により述べられている。第2部においては、JENDL-1の編集方法が略述されている。

論文

Separation of molybdenum-99 from neutron-irradiated uranium-235 with sulfur as collector

棚瀬 正和; 加瀬 利雄; 四方 英治

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(10), p.591 - 595, 1976/10

https://doi.org/10.3327/jnst.13.591
 被引用回数：8

中性子照射したUO$$_{2}$$の硝酸溶液から硫黄を捕集剤として$$^{9}$$$$^{9}$$Moを選択的に共沈分離する方法を研究した。硝酸溶液中で硫黄を生成する物質の種類,その濃度,沈殿の熟成時間,Mo,Teなどの担体およびUの添加について$$^{9}$$$$^{9}$$Moあるいは他のF.P.核種の硫黄沈殿への共沈に対する影響を調べた。5%K$$_{2}$$S水溶液のF.P.溶液への添加、10分の熟成時間により$$^{9}$$$$^{9}$$Moの75%が回収された。$$^{9}$$$$^{9}$$Mo以外にも少量の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Te,$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruや他の核種も硫黄に随伴した。適当量のMo担体の添加は回収率を増加させたが、ZrやTeは有用な効果を示さなかった。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n,$$gamma$$)測定断面積の持つ不確定性について; 断面積の統計解析

長谷川 明; 桂木 学

JAERI-M 5536, 43 Pages, 1974/01

JAERI-M-5536.pdf:1.2MB

積分実験結果を正しく理解するために精度のよい断面積セットを必要とする。それ故、最近断面積評価の方策が広く研究されている。これと関連して評価者にとって測定断面積の誤差を知ることがより重要となってきている。今回我々は高速炉において重要となるエネルギー領域における最重要核種$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)について現状の核データの不確定さを検討するために、実験データについての測定点の分布を調べた。データはCCDNのNEUDADAに求めた。その結果、断面積Adjustment等において断面積の動かし得る範囲の目安として次のような結果を得た。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)50KeV~1MeV$$pm$$7%(但し、100KeV~200KeV$$pm$$4%)、1KeV~50KeV$$pm$$30~10%、、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)100KeV~1MeV$$pm$$4~5%、1KeV~100KeV$$pm$$30~10%、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)10KeV~1MeV$$pm$$13~17%、1KeV~10KeV$$pm$$30~16%

論文

Measurement of the ratio of fission product gamma activities from $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu and $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U fissions

鶴田 晴通

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(9), p.560 - 565, 1973/09

https://doi.org/10.3327/jnst.10.560

プルトニウム燃料とウラン燃料とから構成される多領域炉の出力分布を$$gamma$$線スキャンニング法によって測定しようとするときに、F.P.$$gamma$$線生成量の差が問題となる。これらの燃料中の核分裂が$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uとによって主として起こっているときに適用できるように、核分裂当りに生成されるF.P.$$gamma$$線強度比が測定された。この結果、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの$$gamma$$線強度は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uのそれよりもやや近くなっており、その差が相対出力分布測定のためのF.P.$$gamma$$線測定値に補正されなければならないことが明らかとなった。また、その差は照射後の時間に依存している。

報告書

多準位公式による共鳴断面積フィッテング・コード; MXSFIT

高野 秀機; 小林 健介

JAERI-M 4999, 24 Pages, 1972/10

JAERI-M-4999.pdf:0.79MB

MXSFITコードは多準位公式に基いて微視断面積をフィッテングするプロクラムである。このプログラムの特長は一準位公式で解析されたシングル・レベル・パラメータを活用して、測定値との差を求め、その値をR-マトリ ックス理論から導出された共鳴レベル間の干渉効果を表わす式により最小自乗法でもってフィッテングすることである。フィッテング関数は対称と非対称項との和からなっており、フィッテング・パラメータは正及び負の値を取り得る。フィッテングは、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uの分裂断面積及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの全断面積についてなされ、その結果が示される。尚、必要に応じてフィッテングの結果と測定値及びシングル・レベル・パラメータで計算された値とをプロッ卜し比較することができる。

論文

$$gamma$$線スペクトル法による$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの同位体比測定

石森 富太郎; 上野 馨; 吾勝 常勲; 星 三千男

分析化学, 17(11), p.1439 - 1441, 1968/00

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.17.1439

ウラン中の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U含量は質量分析$$^{1}$$$$^{)}$$,放射化分析$$^{2}$$$$^{)}$$,$$gamma$$線スペクトル分析$$^{3}$$$$^{)}$$$$^{~}$$$$^{5}$$$$^{)}$$などの諸法により測定されている。$$gamma$$線スペクトル分析法では$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uと放射平衡にある娘核種$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Thと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの$$gamma$$放射能の比を測定し同位体比を求めている。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Th($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{4}$$$$^{m}$$$$^{,}$$$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Pa)の平衡はウラン精製後約8か月を経て成立するものである。本報では、$$gamma$$線スペクトル法を$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U-$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Thが非平衡の試料に適用できるように拡張し実用性を高めた。

報告書

$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{8}$$Pm as a Primary Product of Thermal Neutron Fission of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$U and $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U

梅澤 弘一

JAERI 1103, 10 Pages, 1966/02

JAERI-1103.pdf:0.56MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの熱中性子核分裂における$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{8}$$$$^{m}$$Pm$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{8}$$$$^{g}$$Pmの独立収率を測定することを試みた。$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{8}$$Pmは、核分裂生成物のひとるである$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{7}$$Pmが再び中性子を捕獲することによっても生成する。この寄与はウラン試料とネオジム試料を共に同一条件で照射することによって実験的に補正した。結果として、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{8}$$Pmの独立収率の値を決めることはできなかったが、その上限値を推定した。この上限値は現在の核分裂における核電荷分布の定説から予想される値より小さく、予想される最小値に比較して、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uで1/5,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uの場合には1/50であった。

論文

Experimentall and theoretical studies of the heavy-water homogeneous two-region system

桂木 学; 斉藤 玲子; 弘田 実彌; Takehiko Yasuno*

Journal of Nuclear Science and Technology, 2(4), p.132 - 140, 1965/00

https://doi.org/10.3327/jnst.2.132

抄録なし

論文

Feasibility of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu-$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U fueled cores to predict $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu-fuled core dimensions

石川 寛; D.Meneghetti*

ANL-6559, p.0 - 0, 1962/06

抄録なし

論文

The Determination of isotopic ratio of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U/$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U by neutron activation

石森 富太郎; 藤野 威男

日本原子力学会誌, 4(1), p.16 - 24, 1962/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.4.16

抄録なし

論文

Estimation of the buckling of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu fueled system from the data of composite $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu-$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U fueled fast critical assembly

石川 寛

日本原子力学会誌, 4(11), p.746 - 753, 1962/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.4.746

抄録なし

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