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論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{241}$$Am sample in water-moderated low-enriched UO$$_2$$ fuel lattices at TCA

櫻井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*; Liem, P. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.816 - 825, 2011/05

The reactivity worths of 22.82 grams of $$^{241}$$Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO$$_2$$ fuel lattices in seven cores of the Tank Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of $$^{241}$$Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data with a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the $$^{241}$$Am capture cross-section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the $$^{241}$$Am capture cross-section of JENDL-3.3 by 25 $$sim$$ 30%.

論文

シグマ委員会の2003, 2004年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 渡辺 幸信*; 深堀 智生; 奥村 啓介; 片倉 純一; 千葉 敏; 柴田 恵一; 山野 直樹*; 中川 庸雄; 小田野 直光*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.85 - 96, 2007/03

本技術資料は、2003$$sim$$2004年度におけるシグマ委員会の活動報告をまとめたものである。当該年度に、特殊目的ファイルとして公開したJENDL-HE-2004とJENDL-PD-2004について、その概要を示した。また、その他の活動として、核燃料照射後試験の解析,核図表の作成,天体物理のための核データ評価についても述べた。

報告書

JENDLによる核種生成量予測精度の検討

奥村 啓介; 大木 繁夫*; 山本 宗也*; 松本 英樹*; 安藤 良平*; 辻本 和文; 笹原 昭博*; 片倉 純一; 松村 哲夫*; 青山 卓史*; et al.

JAERI-Research 2004-025, 154 Pages, 2005/01

JAERI-Research-2004-025.pdf:19.46MB

本報告書は、シグマ研究委員会・核燃料サイクル専門部会・核種生成量評価ワーキンググループ(WG)における平成13$$sim$$15年度の活動成果についてまとめたものである。同WGでは、軽水炉及び高速炉で照射されたUO$$_{2}$$又はMOX燃料、及び高速炉で照射されたアクチノイド試料に対する照射後試験の解析を、JENDL-3.2, JENDL-3.3及びその他の海外の核データライブラリとORIGENコードやより詳細な解析コードを使用して行った。これらの結果から、核種生成量評価の予測精度の現状と問題点が論じられる。さらに、最新のJENDL-3.3に基づくORIGENコード用のPWR, BWR, FBR用の断面積ライブラリの作成,ORIGEN計算への中性子スペクトルインデックスの導入検討、及びORIGENユーザーへの核種生成量評価に対する期待精度のアンケート調査といった活動の成果についても報告する。

論文

Estimation of spent fuel compositions from light water reactors

安藤 良平*; 西原 健司; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(10), p.924 - 933, 2000/10

将来の商業炉において高燃焼度燃料やMOX燃料が使われることにより、使用済み燃料からのマイナーアクチノイド及び核分裂生成物は多様化する。これを評価するために必要な計算手法を検討し、軸方向の燃焼度と減衰材密度分布を考慮した燃焼計算を行った。今回の計算では、さまざまな使用済み燃料(PWRかBWR、燃焼度33,45,60GWd/HMt、UO$$_{2}$$かMOX燃料)の燃焼時組成変化を明らかにした。それによって、PWRとBWR間のマイナーアクチノイド生成の相違などか示された。

報告書

OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIA; Criticality calculations of BWR spent fuel assemblies in storage and transport

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 安藤 良平*

JAERI-Research 2000-041, 179 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-041.pdf:6.11MB

この報告書は、経済開発機構原子力機関(OECD/NEA)の後援の下に燃焼度クレジット臨界計算ワーキンググループで実施されたベンチマーク問題IIIAの最終結果を示す。ベンチマーク問題は、1層の沸騰水型原子炉使用済燃料集合体配列モデルの中性子増倍率(k$$_{eff}$$)に対する、現行の計算コード及びデータ・ライブラリの組み合わせが持つ予測能力を確認することを意図している。全部で22題のk$$_{eff}$$を計算するベンチマーク問題を提案している。以下のパラメタの効果を検討する: 冷却期間、FP核種考慮の有無、軸方向燃焼度分布考慮の有無、燃焼時の軸方向ボイド率分布または一定ボイド率の考慮。22題のうち5題の問題については、軸方向の核分裂割合の分布も要求している。9ヶ国からなる17機関の寄与により、21組の結果を提示している。参加者により計算されたk$$_{eff}$$値の平均値からの相対的な広がりは、ほぼ$$pm$$1%$$delta$$k/kの幅に収まっている。また、核分裂割合分布計算値の平均からのずれは、多くの場合において$$pm$$5パーセントの範囲内にあるとの結果を得ている。

報告書

階層型核変換システムにおけるMAの蓄積と核変換のマスバランス

西原 健司; 安藤 良平*; 高野 秀機

JAERI-Research 99-074, p.24 - 0, 2000/01

JAERI-Research-99-074.pdf:1.05MB

日本原子力研究所が提案している階層型核変換システムのマスバランスを解析し、併せてその導入効果を検討した。このために、まず、現行の軽水炉、プルサーマル軽水炉及び金属冷却高速炉からのマイナーアクチノイド(MA)生成を炉型、燃焼度、燃料毎にまとめた。核変換システム本体として、熱出力800MWのMA専焼炉を設定した。これはMA窒化物燃料を使用した鉛-ビスマス液体金属冷却の加速器駆動炉で、核変換効率は一基あたり250kg/年である。商業炉が単一の炉型によって構成されている場合について専焼炉内と炉外再処理工程のマスフローを見積もった。最後に、この核変換システムを2030年からいくつかの商業発電シナリオに沿って導入し、必要基数と核変換効果を検討した。

報告書

使用済軽水炉燃料の核種組成評価

安藤 良平*; 高野 秀機

JAERI-Research 99-004, 270 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-004.pdf:21.43MB

消滅処理炉では、発電炉からの使用済燃料を再処理した時の高レベル廃液中に含まれるマイナーアクチニド(MA)や核分裂生成物(FP)を発電しながら消滅することを目的としている。発電炉の中心となっている軽水炉では、今後、高燃焼度化やMOXの本格利用等が計画されており、使用済燃料中のプルトニウムやMA組成も多様化すると考えられる。そこで、軽水炉(炉型:PWR及びBWR)で使用される取出燃焼度60GWd/tHMまでの高燃焼度化燃料(燃料タイプ:UO2燃料及びMOX燃料)について使用済燃料の核種組成を統合化燃焼計算コードシステムSWATで評価すると共に得られた核種組成を燃料形態(取出燃焼度・燃料タイプ・炉型)や冷却期間をパラメータにして比較検討し、種々の使用済燃料におけるMA生成量及びFP生成量について包括的な知見が得られた。本検討結果は、今後、消滅処理炉を検討する際の基礎データとして利用する。

論文

International studies on burnup credit criticality safety by an OECD/NEA working group, 2; Calculation benchmarks for BWR spent fuels

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 須山 賢也; 安藤 良平*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.566 - 575, 1999/00

沸騰水型原子炉(BWR)使用済燃料に対するベンチマーク計算が1996年以降OECD/NEAのワーキンググループによりフェーズIIIとして実施されてきた。ベンチマークは、現在使用されている計算コード及びデータライブラリのさまざまな組み合わせにおける整合性を、BWR使用済燃料集合体の中性子増倍率k$$_{eff}$$(フェーズIIIA)及び原子個数密度(フェーズIIIB)について確認することを意図している。フェーズIIIAに対しては、9か国17機関から21の回答が寄せられた。参加者から得られた平均のk$$_{eff}$$に対して、相対的なばらつきは$$pm$$1%$$Delta$$k/kの幅に入った。フェーズIIIBについては、6か国12機関から14の回答が寄せられた。計算された原子個数密度は、平均値に対してほぼ10%の差に入った。しかし、この幅よりも大きくなった結果もあり、今後検討が必要である。関連の量も提出されており、この論文の中で報告した。

報告書

Prediction of Mass Excess,$$beta$$-Decay Energy and Neutron Separation Energy from the Atomic Mass Formula with Empirical Shell Terms

安藤 良平*; 宇野 正宏*; 山田 勝美*

JAERI-M 83-025, 142 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-025.pdf:5.02MB

核分裂炉の運転後に生ずる核分裂生成物には、ベータ安定線から遠く離れた中性子過多の核種が多い。従ってこれらの核種のベータ崩壊エネルギーや中性子分離エネルギーを正しく評価することが重要であるが、こういった領域の核種は一般に短寿命で、実験質量データがほとんど無いのが実状である。本研究は、このような状況に対応すべく著者らが最近提案した原子質量公式を用いて、約5000個の核種に対する質量超過、ベーター崩壊エネルギー、中性子分離エネルギーを計算し、表示したものである。シグマ委員会・崩壊熱評価のワーキング・グループでは、崩壊熱総和計算用・核分裂生成物・崩壊データ・ライブラリーを完成し、実験データの説明に成功を収めた。そのライブラリー作成に際して、実験データのない領域の核種の崩壊エネルギーの理論的な推定に、本研究で導出されたベータ崩壊エネルギーを全面的に採用している。

口頭

TCAにおけるAm-241サンプル反応度試験,1; 試験結果及び核データ誤差に起因する計算値の誤差評価

桜井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*

no journal, , 

現行の核データライブラリーにおける熱から共鳴エネルギーでのAm-241中性子捕獲反応断面積を検証するために、原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築した水対燃料体積比が0.56から3と異なる6種類の炉心においてAm-241酸化物サンプル(23g)の反応度価値を測定し、解析を行った。サンプル反応度価値は、炉心中心において0.4%$$sim$$2.1%の精度で測定した。解析はJENDL-3.3核データを用いて連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより行った。TCAを模擬した体系の中心にサンプルを挿入する場合としない場合の各々で実効増倍率を計算し、それらの差よりサンプル反応度価値を統計精度0.6%$$sim$$1.1%で得た。その結果、計算は測定値を4%$$sim$$9%過小評価する結果となった。さらに、この実験と計算の不一致の原因を調べるために、JENDL共分散ファイルをもとに、核データの誤差に起因する計算値の誤差について評価を行った。

口頭

TCAにおけるAm-241サンプル反応度試験,2; 試験炉心の解析及びAm-241断面積の感度解析

安藤 良平*; 山本 徹*; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 森 貴正; Liem, P. H.*

no journal, , 

軽水臨界実験装置TCAで行われたAm-241サンプル反応度試験炉心を対象に、核データライブラリJENDL-3.3を用いて、3次元輸送解析(SRAC-THREEDANTコード)及びMVPコードによる予備的解析を行い、Am-241サンプル反応度価値を求め測定値と比較した。また、計算値に対するAm-241の捕獲断面積の感度解析を行った。

口頭

FCAを用いた軽水炉MOX炉心のドップラー反応度測定試験,1; 全体計画及びU炉心での第1試験結果

安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 山本 徹*; 安藤 良平*

no journal, , 

軽水炉MOX炉心の中性子スペクトルを模擬する試験体系をFCAに構成し、ウラン及びプルトニウムのサンプルを用いたドップラー反応度を測定し、MOX燃料のドップラー反応度評価に資するデータを取得することを計画・実施中である。本発表では、その全体計画と第1試験として実施したウラン炉心でのウランサンプルを用いたドップラー反応度測定及び解析の結果を報告するものである。本試験では、JENDL-3.3及びこれまでのFCA実験において実績のある解析手法を用い実験解析を行った結果、臨界性やドップラー反応度について良好な解析予測精度が得られることを確認した。

口頭

FCAを用いた軽水炉MOX炉心のドップラー反応度測定試験,2; ウラン炉心におけるウランサンプル測定試験データの解析

鈴木 求*; 山本 徹*; 安藤 良平*; 中島 鐵雄*; 安藤 真樹; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

no journal, , 

軽水炉MOX炉心のドップラー反応度の解析精度の評価に資するデータを取得することを目的に、FCAにおいてウラン及びプルトニウムサンプルを用いたドップラー反応度測定を実施中である。これまでウラン炉心におけるウランサンプルの測定結果が得られており、この測定データの解析について、解析モデル及び条件等に対するパラメータサーベイを実施した。その結果、ウランサンプルのドップラー反応度側定データについて、解析条件・モデル等が計算結果に及ぼす影響について定量的な知見を得た。

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