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加治 芳行; 辻 宏和; 崎野 孝夫*; 藤田 充苗*; 衣川 純一*; 舘 義昭*; 斉藤 淳一*; 加納 茂機*; 志村 和樹*; 中島 律子*; et al.
JAERI-Tech 99-007, 32 Pages, 1999/02
科学技術庁金属材料技術研究所、日本原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団は、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベースシステムである原子力用材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを平成6年度までに構築した。さらに新たに科学技術振興事業団を加えた4機関でデータフリーウェイの利用技術の開発に関する共同研究を平成7年度から開始し、平成11年度末に一般公開するスケジュールで研究開発を継続している。この共同研究では、インターネット上のパソコンからデータフリーウェイシステムを利用して、耐熱合金の諸特性に関しての検索を行い、新たな知見を得た。今後、平成11年度末の一般公開に向けて、使いやすさの向上のためのシステムの改良を行い、データ量の確保とデバッグを含むデータの拡充を進めていく予定である。
志村 和樹*; 中島 律子*; 藤田 充苗*; 栗原 豊*; 辻 宏和; 横山 憲夫; 舘 義昭*; 加納 茂機*; 岩田 修一*
JAERI-Tech 97-047, 22 Pages, 1997/10
金材技研、原研及び動燃は、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを構築した。これをさらに発展させるため、新たにJSTを加えた4機関で利用技術の開発を柱とした共同研究を始めた。初期のシステムでは特定回線を確保してデータの相互利用を行っていたが、この共同研究では、最近の急速なインターネットの普及と高速電送回線の整備に対応してシステムの充実を図った。この共同研究の活動を、平成9年3月24日~26日に、東大で開催された日本原子力学会「1997年春の大会」において報告した。本報は、その発表記録として、学会発表要旨集に収録された要旨及び発表に用いたViewgraphを示すとともに、その各々のViewgraphに対する説明を収録したものである。併せて、学会発表会場における質疑応答も収録した。
稲辺 輝雄; 斎藤 伸三; 柳原 敏
JAERI-M 9178, 23 Pages, 1980/11
NSRRにおいては、これまで軽水炉用酸化ウラン燃料の反応度事故時における破損挙動を調べるための実験研究を進めてきたが、これに加えて、昭和54年度から動燃事業団との共同研究として、熱中性子炉用プルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の破損挙動に関する実験研究を実施することとし、昭和55年度末の実験開始を目標に準備作業を進めてきた。この作業の一環として、混合酸化物燃料実験用に開発・試作したカプセルを用い、UO
燃料を試験燃料としてNSRRの炉内実験に供し、実験物の核特性、燃料破損に対するカプセルの健全性ならびにジルカロイ-水反応による発生水素圧の影響等を確認した。本稿ではこの予備実験の結果について述べる。
飯島 勉; 弘田 実彌; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 藤崎 伸吾; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 山岸 耕二郎; 三田 敏男*; M.Cho*
JAERI-M 7888, 50 Pages, 1978/10
FCAでは高遠原型炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。FCAVI-2集合体はVI-1集合体に続くその物理的モックアップ炉心の一つで、VI-1が「もんじゅ」の外側炉心のモックアップであったのに対し、VI-2は「もんじゅ」の内側炉心の組成を模擬した試験領域を、U-235を燃料とするドライバーで取り囲んだゾーン系である。VI-2集合体では昭和48年3月から49年4月まで1年以上にわたって種々の実験が行われたが、本報告はそれらのうち非均質臨界量、特性試験、プルトニウム高次同位元素の効果、サンプル反応度価値空間分布、核分裂比および核分裂率分布、燃料板パンチング効果、模擬ブランケット効果、ピン状燃料アッセンブリーによるピン-プレートの比較など主として臨界性に関する実験結果についてまとめたものである。
溝尾 宣辰; 白方 敬章; 野本 昭二; 安野 武彦; 弘田 実彌; 小西 俊雄*
JAERI-M 7886, 39 Pages, 1978/10
V-1集合休は高速実験炉「常陽」のモックアップのためにくまれた炉心である。この炉心の非均質効果を調べるためにBunching実験を行った。炉心の一部分の領域のBunching実験値より、それらの単純な算術和によって炉心全体のBunching効果を推定して、Bunching領域の大きさと炉心全体のBunching効果の推定値との関係を実験的に調べた。すなわち、円筒型炉心の動径上の数点において、抽出し全体をBunchingして、Bunching効果のr-dependenceを測定し(十字形実験)、炉心中心抽出しの1packづつをBunchingしてz-dependenceを測定した(Single Pack Bunching実験)。さらに、炉心内中性子の輸送についての異方性を考慮して、X-Y-Zの直交座標系の軸上数packをBunchingして、各軸上におけるBunching効果の空間依存性を調べ(Zone Bunching実験)、最後に炉心全体のBunchingを行った(Bulk Bunching実験)。
and PuO-UO lattices鶴田 晴通; 小林 岩夫; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎
JAERI 1254, 38 Pages, 1978/02
2、6w/oUOおよび3、0w/oPUO-天然UO燃料を用いた約250炉心について、その臨界形状の実験値を示した。減速材は軽水であって、単位格子内の水対燃料体積比は、UO炉心については1、50から3、00、Pu0-UO炉心については2、42から5、55の範囲である。臨界形状は、室温から80
Cの温度範囲について直方体炉心の臨界に必要な燃料本数と水位との用いて決定された。PuO-UO燃料炉心において、
PuがAmに転換することによる炉心の反応度変化を3年間に渡って追跡した。水ギャップ付のUOおよびPu-UO燃料炉心および減速材中に液体ポイズンを含むUO燃料炉心の臨界形状も示してある。反応度温度計系数、水位等反応度、反射体節約、中性子移動距離と無限増倍係数の比、および臨界バックリングなどの炉物理パラメータを、水ギャップや液体ポイズンの無い一様炉心の臨界形状に関連して示した。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 秋元 正幸; 宮本 喜晟; 桂木 学
JAERI 1247, 78 Pages, 1976/10
高速実験炉「常陽」の運転監視に必要な基本的な詳細データを提供できる計算プログラムを開発することを目的にして、詳細計算コードHONEYCOMB、FDCAL-2およびFATEC-3が作成された。HONEYCOMBは3次元六角格子体系を対象に、拡散モデルによる臨界計算を行う詳細核特性解析コードで、制御棒挿入深度予測と、熱水力コードへの入力する詳細熱出力分布も算出する。さらに燃料ピン毎の熱出力や燃焼の計算も可能である。FDCAL-2は炉容器内の下部プレナムから上部プレナムへ至る。すべての冷却材流路の流量配布を計算する。FATEC-3は指定された集合体(燃料、ブランケット)の内部で温度の詳細分布を計算し、安全性確認のための一つのデータであるホットスポット温度の算出も行う。これら三つのコードは連動してJOYPACシステム内の詳細計算サブシステムを形成して、第I部で述べられている簡易計算サブシステムで必要とする基本詳細データのファイルを作成する。本報告はこれらの計算手法を中心に述べている。
桂木 学; 井上 晃次; 清水 彰直*; 吉野 富士男*; 鈴木 聖夫*; 永山 哲*
JAERI 1246, 49 Pages, 1976/10
高速炉実験炉「常陽」の運転監視コードシステムJOYPACを開発した。これを炉心の核特性および熱水特性の予測計算を行ない、かつ運転後の炉心照射履歴を計算することを目的とした。オフラインのコードシステムである。このコードシステムを使用することにより、「常陽」の多様な運転パターンに対して、炉心の諸特性を簡単な操作で精度良く計算し、安全性を確認することができる。また、運転後には炉心の詳細な照射履歴を短時間に精度良く求めることができる。これには照射試験で要求される全ての運転データおよび炉内特性値が含まれる。さらに、「常陽」のオンライン監視システムへのデータの提供、核物質管理のためのデータも提供できる。本コードシステムは詳細計算サブシステムと簡易計算システムより構成される。本研究報告書PartIは、コードシステム全体の概念を明らかにし、簡易計算サブシステムの内容、「常陽」における運用計画、オンライン監視システムとの関連等について述べている。
Amの中性子核データの評価中川 庸雄; 更田 豊治郎; 五十嵐 信一
JAERI-M 6636, 36 Pages, 1976/06
Amの中性子核データについて評価値を求めた。まず0.0253eVでの捕獲断面積と核分裂断面積および共鳴パラメータについて採用値を決定し、次に1KeV以上について以前に行った評価を考慮に入れ、熱中性子から15MeVまでの全エネルギー領域について最適値を求めた。詳細結果はENDF/Bフォーマットで日本の評価ずみ核データライブラリー第1版JENDL-1のデータとして格納された。その内容は、全断面積、弾性散乱断面積、捕獲断面積、核分裂断面積、(n,3n)断面積、弾性散乱中性子の角度分布データ、非弾性散乱中性子の角度分布データ、核分裂当りの放出中性子数の平均値U、弾性散乱に対する散乱角の余弦の過重平均圧、放出中性子のスペクトルなどである。
C simulating control rod on FCA V-3 assembly, 1; Neutron source multiplication method溝尾 宣辰; 松野 義明*; 前川 洋; 飯島 勉; 小林 圭二*; 中村 知夫; 弘田 実彌
JAERI-M 5867, 84 Pages, 1974/11
高速実験炉「常陽」のEngineering Mock-Upを目的として構成されたFCA V-3集合体において、BC模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。実験に使用した模擬制御棒は実体に対して1/2のサイズのものである。したがって、C/Eの傾向と範囲を追求することを主として、設計計算法の検定と精度の向上に資するこことした。模擬制御棒の反応度価値の測定は、大体の未臨界度を測定することに帰し、本稿では中性子源増倍法による実験値を示す。計算はすべてJAERI-FAST-2を用いて行い、炉心およびブランケットについては均質拡散近似を用い、制御棒領域の実効断面積の計算には衝突確率法を使用した。本研究でとり扱った下限は-6%
k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収っていることが判明した。
-UO燃料集合体の第2次設計内藤 俶孝; 小貫 亮一*; 松浦 祥次郎
JAERI-M 5189, 33 Pages, 1973/03
1971年1月に「JPDR-II用PuO-UO集合体の第1次設計」に関してJAERI-memo(4327)で報告した。このときの主要課題は、軽水動力炉用の燃料としてプルトニウム燃料がウラン燃料の直接の代替用として使用できるかどうかと云うことであった。今回のレポー卜においては、実際にJPDR-II炉心に装荷されるウランプルトニウム混合二酸化物を燃料とする試験燃料集合体(以下PUTA-Iと云う)の設計仕様を決定したのでそれについて記す。この設計において特徴的なことは、PUTA-Iの燃料棒配列および燃料棒外径はJPDR-II用二酸化ウラン燃料集合体の場合と同じでよいと云うことである。
およびPuO-UO格子の2領域炉心における
/lの測定と計算鶴田 晴通; 北本 紘一*
JAERI-M 4696, 56 Pages, 1972/02
軽水炉動力炉にプルトニウムを代替して用いる場合、動特性パラメータの変化を考慮する必要がある。動特性パラメータのうち、実効遅発中性子放出割合/lと中性子寿命lに関する情報を得る目的で、PuO-UO燃料とUO燃料とで構成される2領域炉心の/lがパルス法によって測定された。摂動論にもとずく計算が行われ実験値と比較された。UO燃料1領域炉心の場合の実験も、計算法の妥当性を調べるために行なわれた。PuO-UO燃料をUOに置換することにより、/lは小さくなるが、lも変化することによって/lとしては大きくなる場合もある。計算値はUO1領域炉心およびPuO-UOとUOの2領域炉心の場合いずれも4%の誤差範囲で実験値と一致した。PuO-UO燃料を部分的にUO燃料に置換した場合でも、UO燃料のみの炉心に対する計算法が適用できる。
