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山本 俊弘; 三好 慶典; 外池 幸太郎; 岡本 肇*; 井田 俊一*; 青木 繁明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(2), p.77 - 83, 2003/02
被引用回数：8 パーセンタイル：49.8(Nuclear Science & Technology)指数実験での未臨界度測定における高次モード中性子束の影響について調べた。指数実験における減衰定数を固有値とする中性子拡散方程式に対する高次モード解析手法を開発し、高次モードに対する固有値及び固有関数を求められるようにした。指数実験における3次元の中性子束分布を高次モード中性子束の重ね合わせで再現することを試みた。TCA (Tank-type Critical Assembly)での未臨界の矩形の燃料棒配列において指数実験を行い、中性子源位置を何箇所かに変えて、垂直方向の中性子束分布を数箇所に配置した検出器で測定した。この指数実験での高次モードの固有値と固有関数を計算し、垂直方向の中性子束の再現を行った。その結果、燃料棒配列内または水反射体領域でも燃料棒配列に近いところでは、少数次の高次モード中性子束でよく再現できた。この高次モード解析手法を用いることで、高次モードの影響の評価や垂直方向の中性子束の測定結果から基本モードを抽出することが可能となる。さらに、高次モード解析によって指数実験における中性子源や検出器の適切な配置を決めることが容易にできるようになる。
須崎 武則; 須山 賢也; 金子 俊幸*
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 4, p.1386 - 1393, 1999/00
軽水炉使用済燃料の臨界性評価手法の検証に必要な実験データを取得するため、集合体平均初期濃縮度3%、燃焼度33.4GWd/t、冷却時間6年の8
8型BWR使用済燃料集合体を用いて指数実験を行い、集合体軸方向の指数減衰定数を軸方向約10か所で測定した。解析計算では、まず、初期組成と燃焼履歴を用いた燃焼計算の結果に対して破壊測定結果を参照した補正をほどこすことにより、集合体軸方向の組成分布を求めた。次いでこの組成分布を用いて、固定中性子源を有する体系に関する3次元拡散計算を行い、測定値に対応した軸方向指数減衰定数を求めた。測定値と計算値は全ケースについて3%以下の差で一致し、核データライブラリJENDL3.2を用いた上記計算手法の妥当性と燃焼度クレジットへの適用可能性が示された。
桜井 淳; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 40(5), p.380 - 386, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)TCAで実施された二分割結合炉心実験の解析をMCNP 4Aで行った。中性子増倍率の誤差は、筆者らによって提案された「計算誤差間接推定法」で評価した。パルス中性子法シミュレーション計算は1717+5G+1717体系に対して、指数実験法シミュレーションの計算は169+3G+169体系及び169+5G+169体系に対して行った。「計算誤差間接推定法」による評価によれば、MCNP 4Aで計算した中性子増倍率には、0.4~0.9%の誤差が見込まれる。従来のパルス中性子法及び指数実験法では中性子増倍率に6%の誤差が見込まれているが、「計算誤差間接推定法」による計算値を用いた未臨界度の評価ではそれを1%以下にできる。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会誌, 40(4), p.304 - 311, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)指数実験とモンテカルロ計算により得られた未臨界度の差は約1%である。検出器、中性子源配置、及び解析における高次モードを含むデータの放棄により、実効遅発中性子割合(
)以外に起因する実験誤差を1%程度に削減できた。さらに誤差を削減するためには、誤差全体を支配するの誤差(5%)を低減する必要がある。正方配列炉心に対して作成したバックリング-反応度換算係数の相関式は、非正方配列炉心に対して適用することができる。
桜井 淳; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(6), p.544 - 550, 1997/06
被引用回数：2 パーセンタイル：23.01(Nuclear Science & Technology)転水減速・反射、低濃縮UO
燃料格子炉心での未臨界実験に「計算誤差間接推定法」を適用して未臨界度を推定した。即発中性子減衰定数と空間減衰定数の二つの測定可能な量をMCNP 4AとJENDL-3.2を用いて計算し、その誤差から「計算誤差間接推定法」により反応度とのバイアスを求めた。空間減衰定数の計算値と測定値との差は、実験値の誤差とほぼ同等であった。これにより、MCNP 4AおよびJENDL-3.2を用いた未臨界推定精度は、指数実験で達成可能な精度の範囲内であると言える。一方、計算および測定で求めた即発中性子減衰定数の差から、計算で求めた反応度のバイアスは有意な値が得られた。このバイアス値より計算で求めた実効増倍率に対して補正を行い、未臨界度を推定した。
山本 俊弘; 桜井 淳; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.454 - 460, 1997/05
被引用回数：5 パーセンタイル：42.79(Nuclear Science & Technology)体系の未臨界度を推定するために、「計算誤差間接推定法」という新しい手法を提案する。直接測定の出来ない実効増倍率の「測定値」とその計算値とを比べるのではなく、未臨界実験で測定可能な量の測定値と計算値とを直接比べることで実効増倍率の計算値のバイアスを見積もる。未臨界計算の精度は、これらの測定可能な量の誤差から間接的に導かれる。ここでは、中性子源増倍法、パルス中性子法、指数実験法に基づく三つの推定法を示す。この三つの手法について、それぞれ中性子計数率分布、即発中性子減衰定数、空間減衰定数が計算と推定で比較され、実効増倍率の計算値のバイアスが導かれる。この「間接推定法」により得られたバイアスを用いることで、実効増倍率の「測定値」よりもより高精度に、また、より高い信頼度で体系の未臨界度の推定が可能となる。
加藤 之貴*; 筒井 広明*; 井頭 政之*; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*
JAERI-Review 96-010, 40 Pages, 1996/08
JAERI-Review-96-010.pdf:1.14MB
本書は、1994年8月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学・大学院の院生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)指数実験、(2)臨界近接実験、(3)中性子束分布の測定、(4)出力分布の測定、(5)燃料棒価値分布の測定、(6)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
桜井 淳; 荒川 拓也*; 須崎 武則; 内藤 俶孝
JAERI-Research 95-082, 36 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-082.pdf:1.01MB
指数実験法を正方配列炉心からはずれたより複雑な配列炉心の中性子増倍率評価に適用した。精度評価をする場合、基準としては精度評価が十分になされている連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-4Aで計算した中性子増倍率の値を利用した。指数実験法で得られた精度は、従来正方配列炉心に適用していた解きに得られたものと同程度であることがわかった。
内藤 俶孝; 荒川 拓也*; 桜井 淳
JAERI-Research 95-053, 24 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-053.pdf:0.85MB
「計算誤差間接推定法」による中性子増倍率の新しい評価法を提案する。第2章には「計算誤差間接推定法」の考え方及び中性子源増倍法への適用について、第3章には原研の臨界集合体TCAの実験データを基にこの方法の妥当性の検証について記述してある。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Aで計算した中性子増倍率にこの方法を適用し、得られた結果を指数実験法で評価した中性子増倍率と比較した。その結果、両者はよく合うことがわかった。
桜井 淳; 須崎 武則; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝
JAERI-Research 95-022, 50 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-022.pdf:1.28MB
TCAにおいて2.6%の濃縮UO燃料棒nn本を正方格子間隔1.956cmで配列して、中性子源増倍法に関する実験を行った。n=17、16、14、11および8と変化させ、異なる炉心水位の組合わせで、合計15種類の未臨界炉心を構成した。
Cf中性子源を炉心中心近傍に設置し、炉心内および水反射体内の2箇所で小型核分裂計数管により垂直方向の中性子計数率分布を、5cm間隔で測定した。実験解析は、モンテカルロ法による計算コードMCNP-4Aで行った。今回つぎのような結論を得た。(1)指数実験およびMCNP-4Aで求めたkの差は、ほとんどの体系において1%以下である。(2)MCNP-4Aで50万ヒストリーで計算した中性子計数率の標準偏差は、ピーク付近でいずれも5~8%の範囲である。ひとつの炉心で規格化した中性子計数率の計算値は、実測値によく一致している。
須崎 武則; 黒澤 正義; 広瀬 秀幸; 山本 俊弘; 中島 健; 金井塚 文雄; 小林 岩夫*; 金子 俊幸*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.1B.11 - 1B.18, 1995/00
バーンアップクレジットを用いた使用済燃料の臨界安全管理を可能とするには、臨界安全評価に用いる計算手法の精度を確認するためのベンチマーク実験データが必要である。しかしながら、適切なデータは世界的にも皆無に近い状況である。原研燃料試験施設プールにおいて、PWR使用済燃料集合体2体に対して指数実験を行い、未臨界度に関する実験データを取得した。燃料組成を、照射後試験データ、運転管理データ、ORIGEN2による燃焼計算の三者を組合わせることにより推定し、それを用いて臨界計算を行ったところ、実験値を良い精度で再現した。このことから、既存の計算手法は使用済燃料に対しても妥当な精度を有すると考えられるが、さらなる精度向上を図るためには、核分裂生成物核種の含有量を測定する等の新たな努力が必要である。
lattices in water by exponential experiment須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(12), p.1067 - 1077, 1991/12
中性子実効増倍係数kに関する比較を行うため、軽水減速、軽水反射の低濃縮ウラン燃料格子炉心を対象としてパルス実験、指数実験及びモンテカルロ中性子輸送計算を実施した。実験では、測定された時間及び空間減衰定数から、炉心領域での中性子バランスを記述する簡単な炉物理モデルを用いてkを導出した。これら3種のkの間の差について、2群中性子拡散方程式を解析的に解くことにより検討したところ、炉心内のバックリングの差に起因することがわかった。もう1つのkとして、反射体領域を含む全領域での中性子バランスに基づくkを定義し、その値を実験的に求めたところ、3種の方法の間の差は著しく改善された。
須崎 武則; 柳澤 宏司; 小林 岩夫
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety Margins in Criticality Safety, p.112 - 119, 1989/00
軽水反射体付き炉心について、炉心寸法を種々変化させてパルス実験及び指数実験により中性子実効増倍係数を測定し、モンテカルロ中性子輸送計算コードの結果と比較したところ、炉心寸法の減少とともに、3者の間の差異が拡大する結果が得られた。3者の中性子バランスを記述する2群拡散方程式を解析的に解くことにより、その原因は炉心内の中性子空間分布の漸近分布の相異にあることがわかった。反射体付き炉心では、炉心内のみの中性子の生成、消滅比として中性子実効増倍係数を定義することは不適当であり、反射体を含む全域で定義する必要があることを指摘した。
須崎 武則
Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.296 - 300, 1987/00
指数実験手法による未臨界度同定の原理は、ある未臨界体系において、径方向の大きな中性子漏洩を、外部中性子源を用いることによる軸方向の中性子の流入により補償することにある。すなわち、未臨界度が大きい(径方向の中性子漏洩率が大きい)体系程、軸方向の中性子流入率(指数実験における指数減衰定数)が大きくなければ定常状態を保ち得ない。このことにより、指数減衰定数の測定から体系の未臨界度を知ることができ、体系が臨界に近づくと、指数減衰定数は0に近づく。 報告では、この手法を核燃料サイクル施設における未臨界度監視に応用する場合のいくつかの問題点について議論する。すなわち、体系の形状変化及び燃料組成変化の場合の適用性、Pu及び照射燃料における自発中性子の影響、相互干渉体系での適用性などである。
