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秋本 肇
JAERI-M 85-117, 28 Pages, 1985/08
加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時におけるTRAC-PF1コードの炉心内熱水カモデルを評価する目的で円筒炉心試験C1-5(Run14)に対するTRAC-PF1コードによる試験後解析を行った。炉心下半分では、加熱棒のターンアラウンド温度とターンアラウンド時間について、実験と解析のよい一致がみられた。しかしながら、炉心上半分では、TRACコードはターンアラウンド時間を長めにクエンチ時間を短かめに評価した。TRACコードでは熱伝達相関式が局所ポイド率に対する強い依存性を有するにもかかわらず、TRACコードで予測されたポイド率と差圧測定より求めた円筒炉心試験データとの一致は悪かった。今後以下の領域でTRAC-PF1コードを改良する必要がある。(1)炉心内ポイド率分布計算に係る炉心内水カモデル(2)炉心内の熱伝達評価方法
森 貴正
JAERI-M 85-049, 197 Pages, 1985/05
将来の原子炉材料としての使用が期待されているモリブデン、ニオブ、チタン、リチウム及びフッ素の中性子断面積データの評価を目的として、各材料パイル中の和KeVから数MeVにいたる中性子スペクトルを電子線型加速器を用いた中性子飛行時間法により測定し理論解析の結果と比較した。評価の対象とした核データライブラリーは我国のJENDLと米国のENDEF/B-IVである。本研究の方法を定量的に評価するために感度解析コードを作成し、実験計画に利用するとともに実験値と計算値間の不一致の原因究明に利用した。感度解析の結果に基づいて、鉛反射体付ニオブパイル中の中性子スペクトルとリチウム平板による散乱中性子スペクトルの測定が補助的な実験として行なわれた。本研究により、全断面積及び散乱断面積に対して多くの有用な知見が得られた。
