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飯島 進; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男; 向山 武彦; 大野 秋男; 早瀬 保*; 佐藤 邦雄; et al.
JAERI-M 85-045, 136 Pages, 1985/04
FCA XII-1集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における2番目の炉心である。測定項目は臨界性、Naボイドワース、サンプルワース、反応率分布、ドップラーワースB
制御棒ワースおよび
線発熱であり、軸方向核特性全般について実験した。以上は標準炉心での測定であり、続いてBC模擬制御棒挿入体系での測定を行った。実験結果は核データとしてJENDL-2を用い、原研の標準的核特性計算手法を用いて解析を行ない、軸方向非均質炉心の核特性計算における核データと計算手法について検討した。
Cm and 
Cm菊池 康之; 中川 庸雄
JAERI-M 84-116, 66 Pages, 1984/06
CmとCmの中性子核データの評価を行った評価した物理量は、全断面積、弾性散乱と非弾性散乱断面積、核分裂断面積、中性子捕獲断面積、(n,2n)、(n,3n)、(n,4n)反応断面積、分離および非分離共鳴パラメータ、放出中性子の角分布およびエネルギー分布データ、そして核分裂あたり放出される平均の中性子数である。Cmの核分裂断面積は、実験データを基にして評価し、またCmの核分裂断面積は系統性から推定した。その他の断面積は測定データがないため、光学模型と統計模型を使って計算した。なお本研究は動力炉・核燃料事業団の委託により行ったものである。
飯島 進; 三田 敏男*; 岡嶋 成晃; 中野 正文
JAERI-M 84-076, 55 Pages, 1984/03
大型軸方向非均質炉心の核特性研究を目的として、一連の臨界実験をFCAにおいて開始した。選定したFCA集合体において得られる炉物理的特性は着目する軸方向非均質炉心の特性を比較的よく再現できていると考えられる。本実験計画はFCA XI、XII、XIII合体を用いて実施する予定である。本実験計画の最初の炉心FCA X1-2は1984年2月初めに帰界に達した。この炉心での実験結果を以前FCAVIII-3において行なった原形炉規模の軸方向非均質炉心の実験結果と比較することにより、炉心規模の相違が炉物理学的特性に与える効果を明らかにすることができる。本報告書では、実験計画選定のための予備計算結果と選定集合体の概要を報告すると共に、FCAX1-2集合体特性試験結果についても報告する。
Cm and 
Cm菊池 康之
JAERI-M 83-236, 81 Pages, 1984/01
CmとCmの中性子核データを評価した。評価した量は、全断面積、弾性・非弾性散乱、核分裂、捕獲、(n,2n)、(n、3n)、(n、4n)反応の各断面積、分離・非分離共鳴パラメータ、放出中性子の角度およびエネルギー分布、核分裂当りの平均放出中性子数である。核分裂断面積は主として実験値に基いて評価した。他の断面積は実験値が乏しいので、光学・統計模型により計算した。この模型計算についても議論を行った。
J.E.Lovett*; 猪川 浩次; 堤 正順*; 沢畑 稔雄*
JAERI-M 83-160, 84 Pages, 1983/10
TASTEXプロジェクトで開発してきたNear-Real-Time計量管理を基本とする改良保障措置アプローチを開発した。このアプローチの基本的考え方は、使用済燃料受け入れ区域(MBA-1)に対してはクレーン・モニタリング・システムを、プロセス区域(MBA-2)と製品貯蔵区域(MBA-3)に対してはNear-Real-Time計量管理システムを主要手段とする保障措置アプローチを採り、補完的手段としてMBA-2および3に対してはプロセス・モニタリングを採用するというものである。このアプローチは各MBAにおける転用の可能性を検討して、これに対抗するものとして考察された。本研究は、1978年のTASTEXプロジェクト以来続けてきた東海再処理工場の改良保障措置研究の一環であり、本報告書はその成果の一部(第2部は有効性評価 Draft-1)をまとめたものであると共に、改良実施に対する具体的提案となっているものである。
山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰
JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03
ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cmボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率(
)と気体体積流量率(
)との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失はの函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。
Cm中川 庸雄; 五十嵐 信一
JAERI-M 9601, 51 Pages, 1981/07
Cmの中性子核データを10
eVから20MeVの中性子エネルギーにわたって評価した。評価した量は共鳴パラメータ(26eV以下)、核分裂断面積、中性子捕獲断面積、弾性散乱および非弾性散乱断面積、(n、2n)、(n、3n)および(n、4n)反応断面積、二次中性子の角分布データ、そして核分裂反応当りの放出中性子数である。測定データの件数は非常に限られている。評価は、測定値と光学模型や統計模型による計算をもとにして行った。結果はENDF/Bフォーマットでファイル化されており、日本の評価ずみ核データライブラリーの第2版、JENDL-2に格納される。
Amと
Amの中性子核データの評価中川 庸雄; 五十嵐 信一
JAERI-M 8903, 72 Pages, 1980/06
AmとAmの中性子核データを10eVから20MeVの中性子エネルギー範囲で評価した。Amに対しては3.5eV以下を共鳴領域とした。核分裂断面積は1.5KeV以下ではスプライン関数で、またそれ以上では半経験式を用いて測定データを再現した。その他の断面積については1.5KeV以下では核分裂断面積からの測定値を、1.5KeV以上では光学模型と統計模型での計算値を採用した。Amに対しては0.225eV以下を1/
領域とし、0.225eV以上では光学模型と統計模型での計算値を採った。核分裂断面積はAmからの類推で求めた。断面積データの他に中性子の角分布データとも評価した。結果はF/Bフォーマットでファイル化した。
斎藤 伸三; 渡辺 輝夫; 山下 義昭*; 大友 正一
JAERI-M 8865, 44 Pages, 1980/05
熱中性子炉への利用を目的としたプルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の反応度事故時の挙動をNSRRを用い動燃事業団と共同で研究する計画が進められている。本報は本実験計画の内容及び54年度に行なった核計算及び予備実験結果、実験物開発状況、所内安全審査説明資料等に関しまとめたものである。
西尾 軍治; 宮内 正勝; 木谷 進
JAERI-M 8798, 23 Pages, 1980/03
高速増殖炉の仮想事故時において、原子炉格納容器内には核燃料物質を含む酸化ナトリウムエアロゾルが分散する。格納容器内のエアロゾル減衰は沈降現象によって支配されるが、その重要な因子である核燃料エアロゾルの密度、エアロゾル粒度分布は未だ明らかになっていない。この研究は、エアロゾルの沈降速度と粒度分布を測定することにより、核燃料エアロゾルである酸化ウラン、高速炉の冷却材であるナトリウムエアロゾルそしてその混合エアロゾルの見掛の密度を測定したものである。
鶴田 晴通; 須崎 武則; 松浦 祥次郎
JAERI-M 8599, 13 Pages, 1979/11
平均4,400MWd/tの燃焼度を持つJPDR-Iの使用済燃料について、非破壊ガンマ線スペクトロメトリを行った。1つの燃料集合体内の8本の燃料棒について、核分裂生成物のガンマ線強度比と、破壊測定によって得られている燃焼率および蓄積されたPuと残存Uの原子数比とについて相関関係を調べた。この結果、
Cs/Cs強度比が、燃焼率に対してよりもむしろPu/U原子数に対してのより良い指標であることを見出した。次いで、燃料棒に対して得た相関関係を使って、各々の燃料集合体中に含まれているPu/U原子数比を求めた。このようにして得た集合体中のPu量は再処理工場での値と2%の差で一致した。
Cmの中性子核データの評価五十嵐 信一; 中川 正幸
JAERI-M 8342, 34 Pages, 1979/07
Cmの中性子核データを熱中性子エネルギー領域から20MeVの範囲で評価した。評価した量は、全断面積、弾性・非弾性散乱断面積、核分裂断面積、中性子捕獲断面積、(n,2n)、(n,3n)断面積、共鳴パラメータ、V、
、および放出中性子の角度分析である。275eV以下は共鳴領域とし、共鳴パラメータを与えた。275eV以上では光学模型と統計模型を使った計算を行なった。使用した光学模型ポテンシャルはAmの全断面積を再現するように、本研究の中で求めたものである。核分裂断面図はCmの評価値と近傍核の核分裂断面積の系統性を利用して求めた。評価結果はENDF/Bフォーマットでファイル化した。
高野 秀機; 長谷川 明; 中川 正幸; 石黒 幸雄; 桂木 学
JAERI 1255, 200 Pages, 1978/03
原版JAERI-Fast setの大幅な改訂を、高速臨界集合体にするベンチマーク・テスト、最小自乗法による断面積修正法及び最近の核データ評価に基づいて行った。この改訂版セットの各称をJAERI-Fast set Version II(JFS-V-II)という。原版のセットに対して改訂した主要な点は以下のようである。(1)U、U、Puの断面積が最小自乗法を用いて1、4MeVから3、6KeVのエネルギー領域において修正された。(2)U、U、Pu、とPuの共鳴パラメータの評価を行い無限希釈断面積と自己遮蔽因子を計算した。共鳴領域のエネルギー上界がUに対しては21、5KeVから100KeVに、Puに対しては10KeVから21、5KeVに拡張された。(3)U in及び分裂スペクトル、軽中重核の核データがベンチマーク、テストの結果に基づいて改訂された。
Amの核データの評価五十嵐 信一
JAERI-M 6221, 26 Pages, 1975/08
Am-241の1KeVから15MeVまでの核反応断面積の評価を行い評価データを得た。Am-241の測定データは極めて少く、核分裂断面積を除いては全くと言って良い程、測定値がない。今回の評価においては、核分裂断面積の測定値を再現する半経験式を求め、それにより評価値を求め、他の反応断面積はすべて理論的推定により求めた。この仕事は動燃事業団との契約により行った。
辻野 毅; 星野 忠也*; 安 正三*; 川島 暢吉*
JAERI-M 6106, 31 Pages, 1975/04
湿式再処理に関する化学工程試験で排出された廃液から、PuおよびAmの回収精製ならびに濃縮を行なうことを目的に、沈澱法およびイオン交換法に関して予備試験を行ない、実験室における日常処理の標準フローシートを定めた。これに基いて、実際の化学工程試験で得られた廃液を処理し、この標準フローシートを実証すると共に、原研再処理試験装置におけるイオン交換および沈澱濃縮工程の条件設定に資した。さらに、PuのTBP相から直接イオン交換回収、陰イオン交換におけるUの洗浄挙動、陽イオン交換体からAmの溶離、硝酸系におけるAmの陰イオン交換について、予備的に検討した。
古川 和男; 木谷 進; 山田 栄吉; 村田 秀男; 春田 秀人; 大山 信美*; 高橋 和宏*
JAERI-M 6073, 116 Pages, 1975/03
Na冷却高速炉の安全解析のため、格納容器内のNaプール火災のモデル実験解析を行った結果の報告である。高さ2m、直径1.5m、内容積3.2mの密閉容器を用い、0.3、0.15、0.075mのNa表面積をもった火災実験を2期計16回行った。初期のNa温度、酸素濃度、湿度、液深さ等も変えつつ、燃焼速度、機構を解析した。燃焼速度は、Na表面と床面との面積比に大きく依存し、しかも見かけ上、ほぼ一定速度で進行することを見出した。これらは、JAERI-memo-3810、3811(未公開)(1969)であったものを整理して公開するものである。なお、これは動燃団よりの委託研究成果である。
飯島 勉; 弘田 実彌; 白方 敬章; 小林 圭二*; 藤崎 伸吾; 草野 譲一
JAERI-M 5890, 28 Pages, 1974/11
高速実験炉「常陽」のモックアップである一連のFCA V炉心系において行なった密度係数に関する実験結果をまとめたものである。「密度係数法」に関する理論、密度係数法で組成の異なる他の炉心の臨界性を予測する場合の適用性(外挿可能範囲、精度等)を検討した結果についても述べられている。「常陽」の臨界性に対してはPuの高次同位元素とくにPu-241の効果が重要であることが明らかにされている。又、密度係数法の如く大きな反応度を扱う際注意しなければならない2、3の点についての考察が付録にまとめてある。
