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報告書

加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究,原子力基礎研究Hl2-031(委託研究)

代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB

本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。

報告書

カナダシーリング性能共同研究の解析評価

戸井田 克*; 笹倉 剛*; 渥美 博行*; 須山 泰宏*; 小林 一三*; 川端 淳一*; 伊藤 圭二郎*

JNC-TJ8400 2003-088, 254 Pages, 2004/02

JNC-TJ8400-2003-088.pdf:9.59MB

わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため,室内試験及び原位置試験を通じてこれらの性能に関連するデータの取得,および,これらのデータを活用し評価手法を確立することが必要である。サイクル機構とカナダAECLとの共同研究としてこれまで実施してきた,カナダAECLにおけるトンネルシーリング性能試験が最終段階に至り,シーリング性能に関する基礎データが取得された。本年度は,これまでに実施した試験の総合的なデータ整理・解釈,トレーサ試験結果に対する数値解析的検討・評価を実施した。また,シーリングシステム性能評価上重要となるプラグの解体サンプリングに関する具体的計画案について検討を実施した。

論文

Measurements of reaction rate ratios as indices of breeding performance in mock-up cores of FCA simulating metallic-fueled LMFBR and MOX-fueled LMFBR

桜井 健; 根本 龍男*; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

Journal of the Physical Society of Japan, 36(8), p.661 - 670, 1999/08

日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置FCAにおいて、高速増殖炉の増殖性能指標として重要な$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比(C8/F9)と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比(C8/F5)の測定と解析を行った。測定は2つの金属燃料高速炉模擬体系と1つのMOX燃料高速炉模擬体系において、核分裂箔を用いた箔放射化法により行った。解析はJENDL3.2核データライブラリーを用いて行った。計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては0.99~1.02であり、C8/F5に関しては1.0~1.03であった。さらに、京都大学研究炉の重水設備の標準熱中性子場において、C8とF5反応率を測定した。箔放射化法自体の実験精度の確認を目的として、測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。その結果、C8及びF5反応率の測定値は、いずれも基準値と1.5%以内でよく一致した。

報告書

核分裂箔を使用した反応率測定のための異なる検出器校正手法の比較実験

桜井 健; 根本 龍男; 大部 誠; 中野 正文; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

JAERI-M 93-153, 50 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-153.pdf:1.31MB

高速炉臨界実験装置FCAにおいて$$^{235}$$U核分裂率と$$^{238}$$U捕獲反応率の絶対値およびこれらの反応率比を箔放射化法で測定するために、ゲルマニウム半導体検出器の校正実験を行い、実効的な$$gamma$$線計数効率を求めた。各計数効率の決定は、互いに独立な2種類の校正手法を使用して行った。校正に大きな系統誤差が含まれないことを検証するために、得られた計数効率間の比較を行った。$$^{235}$$U核分裂率に関しては、核分裂計数管を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。$$^{238}$$U捕獲反応率に関しては、$$^{243}$$Am-$$^{239}$$Np線源を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。相互比較実験の結果として、各反応率の絶対値を測定するため計数効率に関しては、校正手法間で1.5%以内の一致が得られた。反応率比を測定するための計数効率比に関しては、校正手法間で1%以内の一致が得られた。

論文

Simple determination of low power on reflected reactors using Feynman-$$alpha$$ experiment

岡嶋 成晃; 成田 正邦*; 小林 圭二*

Annals of Nuclear Energy, 14(12), p.673 - 676, 1987/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:58.44(Nuclear Science & Technology)

原子炉の低出力計をFeynman-$$alpha$$法を用いて較正するには、1点炉近似より求められた出力と空間補正因子であるg因子との積より求められる。

報告書

FCA V-3,V-3BおよびV-2-R集合体の核分裂率分布

溝尾 宣辰; 小川 弘伸; 小林 圭二*; 前川 洋; 松野 義明*; 三田 敏男*; 藤崎 伸吾; 弘田 実彌

JAERI-M 9056, 38 Pages, 1980/09

JAERI-M-9056.pdf:1.14MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬体系であるV-3,V-3B1,V-3B3,V-3B4,V-3B5およびV-2-R集合体における核分裂率分布の測定と解析を行った。測定は、劣化ウラン、濃縮ウランおよびプルトニウムの小型核分裂計数管を使用して、径方向の分布を求めたものである。上記の各集合体においては、炉心構成物質は同一であるが、ブランケット組成が天然ウラン金属、酸化物ウランと減速材およびSUSなどと異なっていることから、炉心内での分布の変化は小さいが、ブランケット領域においては大きな相異がみられた。解析はJAERI-FAST2を用いて1次元および2次元の拡散計算である。計算値対実験値(C/E)は、炉心内ではよい一致を示したが、ブランケット領域では従来どおり1.0より小さくなる傾向を示した。これに対し、実験孔内でのストリーミング効果および空格子の取扱いに対する補正を行うことにより、C/Eの1.0からのずれが大巾に改善されることを示した。

報告書

FCA V-3集合体におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒実験と解析

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 9055, 63 Pages, 1980/09

JAERI-M-9055.pdf:2.07MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬実験を目的として構成されたFCA V-3集合体において、B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。V-3集合体は「常陽」とブランケット組成に大きな差異がある上、実験に使用するB$$_{4}$$C模擬制御棒も常陽のそれの1/2サイズである。したがって、われわれは計算値対実験値(C/E)の存在する範囲を追求することにより、「常陽」の設計計算方式の妥当性を検定し、設計精度の向上に資することとした。模擬制御棒価値は、実験では系の末臨界度を中性子源増培法によって測定し、一方計算値はJAERI-FAST Version2を用い、均質拡散近似で求めた。ただし、模擬制御棒領域の実効断面積は衝突確率法によってあらかじめ求めたものを用いた。本研究で取扱った未臨界度は-6%$$Delta$$k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収まっていることが判明した。

報告書

FCA V-2集合体における $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U 中性子捕獲率 の絶対測定

小林 圭二*; 溝尾 宣辰; 弘田 実彌

JAERI-M 9054, 29 Pages, 1980/08

JAERI-M-9054.pdf:0.86MB

高速実験炉「常陽」の物理的モックアップであるFCA V-2集合体において、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの中性子捕獲率の絶対測定を行った。捕獲生成物の放射能は、標準熱中佳子設備で照射された$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U箔によって較正されたGe(Li)検出器で絶対測定され、一方、較正された濃縮ウラン核分裂計数管によって$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの絶対核分裂率が測定された。その結果、V-2炉心の中心における$$^{2}$$$$^{8}$$$$sigma$$$$_{c}$$/$$^{2}$$$$^{5}$$$$sigma$$$$_{f}$$の値として0.141$$pm$$3%が得られた。この値は、JAERI-FAST Version II、RCBNセットを用いた各計算値より大きい。

報告書

FCA V-2集合体の臨界量と特性試験; FCAによる高速実験炉模擬実験研究報告

飯島 勉; 向山 武彦; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 前川 洋; 弘田 実彌; 小西 俊雄*; 小林 圭二*; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; et al.

JAERI-M 7887, 48 Pages, 1978/10

JAERI-M-7887.pdf:1.44MB

FCA V-2集合体はV-1集合体に続くJOYOの物理的モックアップ炉心で昭和45年10月23日臨界に達した。この集合体は、この次に行なわれるJOYOの制御棒およびブランケットに関する工学的モックアップ炉心V-3集合体のクリーン炉心であって、そのための基礎データをとることと、V-1集合体におけるデータ共にJOYO炉心の核設計に資することを目的としている。これらの目的のため、本集合体ではV-1集合体と同様多くの項目の実験が行なわれているが、本報告はそれらのうち、臨界量および特性試験関係について述べたものである。一連の補正を施した後の均質円筒炉心の臨界質量は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu+$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Pu(91.40+-0.28)kg及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(1215.05+-0.38)となった。各種の断面積セットによる臨界性の計算値と比較されたが、Sn補正、形状因子補正を施した後の値でみると、JAERI-Fast original、同Version、RCBN、ABBN各セットによる実効増倍係数は実験値に対し夫々-0.18、+1.26、-0.28、+2.92%$$Delta$$Kの違いをみせた。

報告書

FCA V炉心系における密度係数; FCAによる高速実験炉模擬実験研究報告

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

JAERI-M-5890.pdf:1.08MB

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。

報告書

Experiment and analysis of B$$_{4}$$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

JAERI-M-5867.pdf:2.53MB

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、B$$_{4}$$C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%$$delta$$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。

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