Experiments on criticality and reactivity worths in the FCA-XXII-1 assembly simulating highly enriched MOX fueled tight lattice LWR cores

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 199(1), p.18 - 41, 2025/01

https://doi.org/10.1080/00295639.2024.2347706

高富化度MOX燃料稠密格子の軽水炉を模擬した積分実験を高速炉臨界集合体(FCA)において実施した。中性子計算手法と核データの広範囲な中性子スペクトル場に対する予測精度を明らかにするため、減速材である発泡ポリスチレンの空隙率を変えた3つの実験体系を構築し、臨界度、減速材ボイド反応度値及び種々のサンプル反応度を系統的に測定した。また、高速炉解析用の決定論的計算コードとJENDL-4.0を用いた予備解析により、反応度価値の計算において概ね実験値を再現することを確認した。特に柔らかい中性子スペクトルの実験体系に対して、超微細エネルギー群の取扱いにより決定論的計算手法による反応度価値の予測精度が大幅に向上されることを明らかにした。更に、モンテカルロ計算コードMVP3を使用して実験体系を詳細にモデル化することで、決定論的手法の妥当性を確認した。

Experiments on central reaction rate ratios and fission distributions in the FCA-XXII-1 assembly simulating highly enriched MOX fueled tight lattice LWR cores

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1080/00295639.2024.2405668

A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of U and Pu relative to U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.

Reactivity effect measurement of neutron interaction between two slab cores containing 10% enriched uranyl nitrate solution without neutron isolater

外池 幸太郎; 三好 慶典; 大久保 清志

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.238 - 245, 2003/04

https://doi.org/10.3327/jnst.40.238

STACYにおいて、低濃縮(U濃縮度10%)の硝酸ウラニル水溶液を内蔵する同形の2ユニットを用いて、中性子相互干渉の反応度効果を測定した。一つのユニットの厚さは350mm,幅は690mmであり、二つのユニットの間隔が0mmから1450mmまで可変である。溶液の条件はウラン濃度約290gU/L,遊離硝酸濃度約0.8規定,温度2427C,溶液密度約1.4g/cmであった。反応度効果はユニット間隔に応じて495mmから763mmまで変化した臨界液位から評価した。また、立体角法、及び連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Cと核データライブラリーJENDL3.2を用いた数値計算によっても反応度効果を評価した。本報告ではこれらの反応度評価結果を比較する。

JMTR改良LEU炉心の熱水力解析

田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB

JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。

Re-evaluation of the effective delayed neutron fraction measured by the substitution technique for a light water moderated low-enriched uranium core

中島 健

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1120 - 1125, 2001/12

https://doi.org/10.3327/jnst.38.1120

計算コードと核データ検証用ベンチマークデータを取得するために、軽水減速低濃縮UO炉心の実効遅発中性子を再評価した。は置換法により測定されていたが、今回の評価では、反応度の測定に関する最新の知見をもとに置換反応度を見直すとともに、過去の測定では無視されていた補正(燃料棒と置換した吸収体の吸収断面積の差に関する補正)を計算により行った。この結果、ベンチマークデータとして使える軽水炉系のを取得できた。JENDL-3.2ライブラリと輸送コードTWODANTを用いた計算との比較では、計算値が実験誤差をわずかに上回る過大評価となった。

Production method of no-carrier-added Re

重田 典子; 松岡 弘充; 長 明彦; 小泉 光生; 出雲 三四六; 小林 勝利; 橋本 和幸; 関根 俊明; Lambrecht, R. M.*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 205(1), p.85 - 92, 1996/00

https://doi.org/10.1007/BF02040553

レニウムは、周期律表のマンガン族に位置する元素で、テクネチウムと同様な挙動を生体内で示すと考えられている。その中でもReは、高エネルギー線を放出し(最大エネルギー;1.07MeV)、半減期3.8日と放射免疫治療に適した特性を持っている。これまでのReの製造に関する報告では、原子炉を利用したRe(n,)反応による方法が用いられている。そこで、我々は、放射免疫治療に必要である高い比放射能でReを得るために、原研高崎AVFサイクロトロンを用いて、W(p,n)反応から生成するReの製造技術の開発を行った。また、この反応によるReの反応断面積の測定もあわせて行ったので報告する。

Transient behavior of low enriched uranium silicide miniplate fuel under a triplet configuration

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.981 - 988, 1995/10

https://doi.org/10.3327/jnst.32.981

本誌は研究炉(JRR-3)用として検討されている低濃縮ウランシリサイド燃料仕様(密度4.0gU/cc)及び現行のアルミナイド燃料仕様の小型板状燃料を用いた過渡実験結果について報告するものである。過渡照射は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)を用いて遂行した。得られた結果は以下のとおり:(1)近い将来JRR-3炉心に使用を検討されている仕様の密度のシリサイド燃料板を用い、発熱量106cal/fuelまで過渡照射した。供試燃料板のピーク表面温度(PCST)は508Cに達したが、破損は起こらなかった。本実験は、PSCT400C以上で生ずると考えられているブリスターを模擬した過渡実験であった。実験結果から供試シリサイド燃料板は508Cまでブリスター破損に対し、強い抵抗を有していることが立証された。(2)供試アルミナイド燃料板は発熱量55cal/g-fuelの実験において燃料板のPCSTが230Cに達したが、異常は認められなかった。この実験条件は、JRR-3の安全評価における最も厳しい燃料温度条件の流路閉塞事故PCST、150Cを大きく上まわっており、安全評価における安全裕度が実験により確認された。

decay of unstable praseodymium isotopes: Pr, Pr and the new isotope Pr

長 明彦; 浅井 雅人*; 小泉 光生; 関根 俊明; 市川 進一; 小島 康明*; 山本 洋*; 河出 清*

Nuclear Physics A, 588, p.185C - 190C, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0375-9474(95)00137-P

プラセオジムアイソトープの崩壊で生成するセリウムの原子核は、原子核変形の遷移領域にある偶数陽子の原子核として、キセノン及びバリウムの原子核と共に興味が持たれている。高崎研TIARAのAVF型サイクロトロンに設置したISOL(オンラインアイソトープ分離器)を用いて、MeVのArビームとMoまたはMo濃縮ターゲットとの反応で生成させた、質量数127、126、125の不安定なプラセオジムアイソトープについて核分光学的測定を行った。Pr(半減期7.7秒)の崩壊では、Ce核の回転バンドを見い出した。新核種であるPrを同定し、半減期を3.30.7秒と決定したが、見い出された2本の線は回転バンドに今のところ帰属できない。Pr(半減期3.2秒)の崩壊では、偶数核Ceの6準位までの基底回転バンドと共に、バンドのヘッドと考えられる準位を、相互作用するボソン模型の予言に近いエネルギーに見い出した。

Flow monitor for actinide solutions by simultaneous and () counting using a CsI(T1) scintillator

臼田 重和; 阿部 仁

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 321, p.242 - 246, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(92)90395-K

金蒸着マイラー膜で保護したCsI(Tl)シンチレータを用いて波形弁別法により、アクチノイド溶液中の及び()放射能を連続的に同時測定できるフローモニターを開発した。約0.1から100g/1の広い濃度範囲の濃縮ウラン溶液を用いて、フローモニタリング試験を行い、良好な結果を得た。

均質低濃縮ウラン系燃料の臨界条件データの再計算

奥野 浩; 小室 雄一

JAERI-M 90-058, 174 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-058.pdf:2.19MB

均質低濃縮ウラン系燃料の臨界条件データを臨界安全性評価コードシステムJACSを用いて再計算した。臨界条件データは、臨界と推定される燃料寸法(円柱直径、平板厚さ、球体積)と球質量及び未臨界と判断される燃料寸法と球質量の上限値である。再計算は、昭和62年度に実施されたJACSコードシステムの誤差の再評価に伴うものである。対象とした燃料は、UO-HO、ADU(II)-H0、UOF水溶液、UO(NO)水溶液の4種類である。今回の再計算では、「臨界安全ハンドブック」記載の最小推定臨界下限値より厳しい結果は得られなかった。