Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦; Raman, S.*
Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06
マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。主要核種(
U and 
Pu)とドジメータサンプルの予備燃焼解析結果をもとに、サンプル照射位置での中性子束を決定した。この論文(Part.2)では、燃焼解析と実験結果との比較を行った。その結果、
U, 
Pu, Am及びCmに対するFIMAは若干計算値は課題評価する傾向にあるもの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかしこれらの核種に対する
Ndの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細設計を行うにはさらに改善されていく必要がある。幾つかの核種、特にPuと
Puの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*
JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06
JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB
本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.5
10
m
,(E
0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.110mまで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。
岡嶋 成晃; 山根 義宏*; 竹本 吉成*; 桜井 健
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(8), p.720 - 723, 2000/08
Diven因子の入射中性子エネルギー依存性を調べた結果、高速炉系におけるDiven因子の適用には、入射中性子エネルギーを考慮する必要があることがわかった。また、高速炉系のように、複数の核種が核分裂に寄与するような体系のDiven因子の式を導出した。
W.S.Charlton*; T.A.Parish*; S.Raman*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F11 - F20, 1996/00
これまで、原研ORNLアクチノイド研究契約に基づきマイナーアクチノイドの即発中性子放出率及び遅発中性子放出率などが測定されてきた。本研究の目的は、マイナーアクチノイドの高速中性子核分裂による遅発中性子放出率を測定することである。実験は、テキサスA&M大学研究炉(トリガ燃料プール型熱中性子炉)において行われた。炉内にB
Cで周囲を囲んだ高速中性子場を設けアクチノイド試料を中性子照射した。遅発中性子放出率を測定する核種は、U-235,Np-237,Am-241,Am-243である。これらアクチノイド試料は、厚さ1mm、外径5mm
、重量10mgである。照射後試料から放出される遅発中性子を計数し、各群毎の遅発中性子放出率及び半減期を測定した。U-235、Np-237試料の遅発中性子収率はこれまでの測定データと良い一致を示した。
西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信; 高田 弘; 明午 伸一郎
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.461 - 468, 1996/00
オメガ計画に従って、陽子加速器駆動型消滅処理システムの研究を推進している。このシステムは、主として高速核分裂反応によりマイナアクチナイド(MA)を消滅するが、未臨界システムのため、設計の自由度や核的安全性において期待できる。固体燃料型システムはアクチナイド金属燃料炉心と核破砕ターゲットからなり、中性子実効増倍係数0.9をもち、1.5GeV、39mAの陽子ビームで運転する時、年に250kgのMAを消滅すると共に、加速器を駆動するのに充分な240MWの電力を発生する。液体燃料型システムは特定の核破砕ターゲットのない単純な炉心構造で、MA溶融塩やMA融体合金が還流しており、金属燃料炉心と同程度の性能を持つ他、MA等の添加や反応生成物の除去がオンラインでできる可能性を持っている。これら原研型加速器駆動型消滅処理専用システム概念の最近の研究成果について報告する。
高田 弘; 神野 郁夫; 滝塚 貴和; 赤堀 光雄; 西田 雄彦; 金子 義彦
JAERI-M 90-131, 18 Pages, 1990/08
原子力エネルギーが環境保全の観点からクリーンであるという社会的理解を得るために必要なことの一つに放射性廃棄物処理の技術を確立することがある。ここでは、大強度陽子加速器により駆動される超ウラン元素消滅プラントの炉心設計研究を行なった。標準炉心は、Am-Cm-Pu-YとNp-Pu-Zrの金属燃料とタングステンターゲットより成り、液体ナトリウムで冷却されている。この炉心では、100万キロワット電気出力の軽水炉7.6基分の超ウラン元素を消滅する能力があることが示された。また、燃料体が1000MWD/tonの燃焼度に耐えると仮定すると、初期炉心に装荷した
Npの中、36%が消滅されることになる。この間の反応度の変動は5.3%
k/kであり、十分臨界未満に保たれる。
大部 誠; 小山 謹二; 黒井 英雄
JAERI-M 82-153, 23 Pages, 1982/11
保障措置の問題に関して、高速炉臨界実験装置の炉心装荷燃料インベントリーを実験的に検証するための技術的可能性を検討した。本目的のために、プルトニウム燃料装荷の試験領域を有するFCAVIII-1集合体を使用した。炉心からのプルトニウム燃料の転用を模擬する6種の装荷様式を選び、検証試験に供した。炉心から移動したプルトニウム燃料は約3.5~5.8Kgである。検証法は、プルトニウム燃料を移動したことにより生ずる核分裂率と
/lの変化を監視する事に依っている。核分裂率は、炉心内に設置した100個の
Pu核分裂計数管と多計数管掃引装置を用いた核分裂計数管法により測定し、一方、/lは2個のヘリウム-3計数管を用いる出力雑音解析法により測定した。検証実験の結果、核分裂率及び/l監視システムは炉心からの移動プルトニウム量を正しく検知している。以上から、本監規システムの使用により炉心装荷燃料インベントリーの検証が可能であるとの結論を得た。
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。
