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報告書

MA核種の高速中性子微分核分裂断面積の測定

平川 直弘*

JNC-TJ9400 2000-013, 47 Pages, 2000/06

JNC-TJ9400-2000-013.pdf:0.81MB

新しい核燃料サイクルの一つとして考えられているアクチニドリサイクルにおいては、炉心燃料にマイナーアクチニド(MA:Np,Am,Cm等)を比較的多く含有することとなるため、これらMAの高速炉の炉心特性への影響を精度良く評価することが不可欠となる。そのためには、正確なMAの核反応断面積が必要となる。そこで本研究ではMA核種の高速中性子微分核分裂断面積の測定を行う。本年度においては、(1)断面積ライブラリの現状調査と測定エネルギー領域の検討、(2)237乗Np試料の作成および定量、(3)数十keV領域の中性子源の検討、(4)237乗Npの核分裂断面積の予備測定(東北大学ダイナミトロン型加速器)を実施した。これらにより、237乗Np試料をイオン交換法および電着法を用いて4枚作成し、$$alpha$$スペクトロメトリにより試料量を誤差1.2%程度で定量した。また、作成した中性子源シミュレーションコードによる解析から、MA核の微分核分裂断面積測定用の中性子を、厚いLiターゲットによる7乗Li(p,n)の7乗Be中性子源により発生できることを確認した。さらに、核分裂検出器・回路測定系9構築・東北大学ダイナミトロン型加速器を用いた237乗Npの核分裂断面積の予備測定を実施し、核分裂断面積測定のための環境を整えた。

報告書

金属燃料の過渡時挙動に関する基礎的研究(平成10年度)

平野 豪*; 平川 直弘*; 川田 賢一; 丹羽 元

JNC-TY9400 99-002, 97 Pages, 1999/03

JNC-TY9400-99-002.pdf:2.96MB

従来の高速増殖炉の燃料の主流を占める酸化物燃料に代わる新型燃料として、金属燃料が注目されているが、過渡時の金属燃料の挙動については解明されていない点が多い。そこで、金属燃料高速炉炉心の炉心損傷事故時における過渡時挙動の特徴、及び放出エネルギーに係わる基本的傾向を明らかにすることにより、新型燃料の採用検討に際しての基本的知見の整備を図ることを目的に、東北大学・サイクル機構の共同研究として、「金属燃料の過渡時挙動に関する基礎的研究」を実施した。本年度は2カ年計画の最終年で、研究成果は以下の通りである。(1)解析対象および解析結果解析対象はATWSの代表的事象である炉停止失敗を伴うLOF事象(ULOF)とした。解析対象炉心は電力出力600MWの2領域均質の金属燃料炉心および減速材を添加した金属燃料の初装荷炉心である。炉心損傷事象起因過程解析コードを金属燃料炉心に適用出来るようにするため物性値や入力パラメータを検討し、必要な改訂を行った。解析条件は、基準となるLOFと電磁ポンプを想定した全電源喪失型LOF事象とした。その結果、金属燃料炉心では基準となるLOFにおいてある程度の流量が確保される場合、および減速材添加金属燃料炉心では全ての場合において起因過程においては再臨界に至ることなく、穏やかに遷移過程へ移行することが示された。減速材添加の効果として、炉心損傷事象が大幅に緩和されることが示された。ただし、起因過程以降の再臨界の可能性については遷移過程解析が必要である。(2)起因過程解析コードの核計算部の改良現行の起因過程解析コードでは、過渡時の炉心の大きな核的変化に対応するのが困難であった。そこで、空間依存動特性(断熱近似)の採用によるコードの核計算部の改良を行い、金属燃料が炉心に適用してその妥当性の検討を行った。(3)まとめ金属燃料高速炉の炉心損傷事象時の挙動を起因過程解析コードを用いて解析し、起因過程における過渡時挙動の特徴についての知見を得た。

報告書

アメリシウム同位体の高速中性子核分裂断面積の測定

平川 直弘*

JNC-TJ9400 99-007, 74 Pages, 1999/03

JNC-TJ9400-99-007.pdf:1.5MB

新しい核燃料サイクルの一つとして考えられているアクチニドリサイクル炉心においては、燃料中に比較的多くのアメリシウム同位体を含有することとなるため、アメリシウム同位体は高速炉の炉心特性へ大きな影響を有することになると予想される。このため、アメリシウム同位体の核データは極めて重要と考えられており、高い精度の核データ評価が要求されているが、核データ評価のベースとなる実験データが極めて少ない現状にある。このような点から、本研究では、東北大学ダイナミトロン加速器を使用し、アメリシウム同位体の高速中性子に対する微分核分裂断面積の測定を実施した。本年度の研究では、昨年度までに開発、入手した測定器、試料を用いて、核データライブラリ間に大きな差異が残る数MeV領域での核分裂断面積比の測定を行った。測定エネルギー点は4.0MeV及び6.3MeVの2点、測定対象断面積比はAm241/Np237及びAm243/Np237の核分裂断面積比とした。結果的に、両アメリシウム同位体の核分裂断面積に対する今回の測定結果は、特定の核データライブラリを支持することなく、エネルギーや核種によって支持する核データライブラリが異なる結果となった。

論文

第1回ISTC/SACセミナー「核燃料サイクル及び関連する処理処分に関する新しい手法; 余剰兵器級プルトニウムとウラン及び原子炉級プルトニウムを考慮して」

前川 洋; 向山 武彦; 山根 剛; 宮崎 芳徳*; 平川 直弘*; 鈴木 篤之*; 竹田 練三*; 早川 均*; 川島 正俊*; 那須 速雄*; et al.

日本原子力学会誌, 40(12), p.963 - 965, 1998/12

国際科学技術センター(ISTC)の科学諮問委員会(SAC)が企画した第1回のセミナーが、ロシア連邦最大の秘密都市サロフで1998年6月22~25日、開催された。本セミナーの目的はトピックスに対する現状の総括、ISTCプロジェクトの成果、今後の課題等を議論し、有益で効果的なプロジェクトを提案実施するための指針をCISの科学者に与えることにある。ロシア外から39人の計102人の参加があり、日本から14人が参加した。セミナーは、セッションごとにトピックスに関する基調講演、4~7件の口頭発表に引き続き、1~2人によるコメントの発表と討論を行う形で進められた。

論文

Measurement and theoretical analysis of neutron elastic scattering and inelastic reactions leading to a three-body final state for $$^{6}$$Li at 10 to 20 MeV

千葉 敏; 戸ヶ崎 康*; 茨木 正信*; 馬場 護*; 松山 成男*; 柴田 恵一; 岩本 修; A.J.Koning*; G.M.Hale*; M.B.Chadwick*; et al.

Physical Review C, 58(4), p.2205 - 2216, 1998/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:33.65(Physics, Nuclear)

入射中性子エネルギー11.5,14.1及び18.0MeVにおける$$^{6}$$Liからの中性子放出反応の二重微分断面積を測定した。このデータ及び他の測定により得られたデータを基に、$$^{6}$$Liの中性子全断面積と弾性散乱の角度分布を5MeVから数10MeVにわたるエネルギー領域で再現できる光学ポテンシャルを構築した。このポテンシャルは、DWBA理論による計算を通して、第一励起準位(励起エネルギー2.186MeV)への非弾性散乱の角度分布をも良く再現できることが分かった。次に、連続状態への遷移に伴う中性子スペクトルの解析を、終状態における相互作用模型をDWBA形式に拡張したモデルを用いて、3体崩壊に伴う重陽子とアルファ粒子n相互作用が支配的であるという仮定の基に行った。この仮定及び模型は、Q-値範囲で-9MeVまでの低励起状態に対応する遷移の中性子スペクトルを良く記述できることが判明した。一方、入射中性子と$$^{6}$$Li内のアルファ粒子の準弾性散乱に対応するQ-値領域では計算値とデータの一致は良好でなく、準弾性散乱の寄与が無視できない可能性が示唆された。

報告書

金属燃料高速炉における炉心損傷事象起因過程に関する基礎的研究

平野 豪*; 川田 賢一; 平川 直弘*; 丹羽 元

PNC-TY9601 98-002, 69 Pages, 1998/03

PNC-TY9601-98-002.pdf:4.06MB

従来の高速増殖炉の燃料の主流を占める酸化物燃料に代わる新型燃料として、金属燃料が注目されているが、過渡時の金属燃料の挙動については解明されていない点が多い。そこで、金属燃料高速炉炉心の炉心損傷事故時における過渡時挙動の特徴、及び放出エネルギーに係わる基本的傾向を明らかにすることにより、新型燃料の採用検討に際しての基本的知見の整備を図ることを目的に、東北大学・動燃の共同研究として、「金属燃料高速炉における炉心損傷事象起因過程に関する基礎的研究」を実施した。本年度は2カ年計画の1年目で、研究成果は以下の通りである。(1)解析対象および解析結果解析対象はATWSを伴うLOF事象とした。解析対象炉心は電気出力600MWの2領域均質の金属燃料炉心および減速材を添加した金属燃料の初装荷炉心である。炉心損傷事象起因過程解析コード(SAS-3Dコード)を金属燃料炉心に適用出来るようにするため物性値や入力パラメータを検討し、必要な改訂を行った。解析条件は、基準となるLOFと電磁ポンプを想定した全電源喪失型LOF事象とした。その結果、金属燃料炉心では基準となるLOFにおいてある程度の流量が確保される場合、および減速材添加金属燃料炉心では全ての場合において起因過程においては再臨界に至ることなく、穏やかに遷移過程へ移行することが示された。減速材添加の効果として、炉心損傷事象が大幅に緩和されることが示された。ただし、起因過程以降の再臨界の可能性については遷移過程解析が必要である。(2)起因過程解析コードの核計算部の改良現行の起因過程解析コードでは、過渡時の炉心の大きな核的変化に対応するのが困難であった。そこで、空間依存動特性(断熱近似)の採用によるコードの核計算部の改良を行った。サンプル解析(金属燃料、初装荷炉心)によって、改良の妥当性を確認した。(3)まとめ金属燃料高速炉の炉心損傷事象時の挙動を起因過程解析コードを用いて解析し、起因過程における過渡時挙動の特徴についての知見を得た。

報告書

MA核種の高速中性子核分裂断面積の測定

平川 直弘*

PNC-TJ9601 98-002, 115 Pages, 1998/03

PNC-TJ9601-98-002.pdf:2.57MB

新しい核燃料サイクルの一つとして考えられているアクチニドリサイクルにおいては、炉心燃料にマイナーアクチニド(MA:Np,Am等)を比較的多く含有することとなるため、これらMAの高速炉の炉心特性への影響を精度良く評価することが不可欠となる。そのためには、正確なMAの核反応断面積が必要である。そこで本研究ではMA核種の高速中性子微分核分裂断面積の測定を実施した。本研究では、まず、高精度で高時間分解能を持つ測定手法の開発を行った。本研究で開発したあるいは実験的な改良を加えたものは以下の通りである。(1)密封型核分裂計数管の開発、(2)Li中性子発生ターゲットの高強度化、(3)飛行時間系測定回路の高時間分解能化、(4)高質量のMA(Np237,Am241,Am243)試料の導入と(5)高純度のウラン試料の導入である。これらの改良された測定装置並びに試料を用いて、本研究では、まず、Np237に対する核分裂断面積測定を実施し、10-100keVの中性子エネルギー領域に対するNp237の核分裂断面積を測定した。さらに、Am241及びAm243については、kt=25.3keVのMaxwell分布を持つ中性子スペクトル平均の核分裂断面積を測定した。

報告書

統合化燃焼計算コードシステムSWAT

須山 賢也; 岩崎 智彦*; 平川 直弘*

JAERI-Data/Code 97-047, 128 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-047.pdf:3.06MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された総合燃焼計算コードシステムである。国内における標準的熱炉解析コードSRACと、世界的に広く使用されている燃焼計算コードORIGEN2をコントロールすることで、照射環境に依存した中性子スペクトルをもちいて燃焼解析を行うことが可能である。SWATは、SRACの計算結果にもとづいて実効断面積ライブラリを作成し、そのライブラリを使用してORIGEN2による燃焼計算を行う。SRACとORIGEN2は、外部モジュールとして呼び出されることが可能である。さらに、SWATはJENDL-3.2から作成した独自の断面積ライブラリとJNDC Fission Products Library第2反より作成した崩壊及び核分裂収率ライブラリを有している。これらのライブラリを使用することで、計算者は、SRACによって求められた実効断面積以外にも、SWATによる計算において現在の最新データを使用することが可能である。また、SWATの出力ファイルを使用すれば、ORIGEN2用のライブラリを作成することも可能である。

報告書

金属燃料高速炉における再臨界事故の起因過程に関する研究

平野 豪*; 川田 賢一; 平川 直弘*; 丹羽 元

PNC-TY9601 97-001, 113 Pages, 1997/03

PNC-TY9601-97-001.pdf:3.37MB

従来の高速増殖炉の燃料である酸化物燃料に代わる新型燃料として、金属燃料が注目されているが、過渡時の金属燃料特有の挙動について解明されていない点が多い。そこで、金属燃料高速炉の炉心損傷時の再臨界の可能性を評価することを目的に、東北大学・動燃の共同研究として「新型燃料高速炉におけるCDAの研究」を実施した。本年度の成果は以下の通りである。(1)解析対象及び解析コード解析対象はATWSを伴うLOF事象とした。解析対象炉心は出力60万kWeの2領域均質金属燃料炉心の他に、減速材を添加した金属燃料に対しても解析を行った。解析コードには炉心損傷事象起因過程解析コードSAS-3Dコードを用いた。ただし、金属燃料高速炉の解析に適用できるよう必要な箇所は、適切なモデルを用いて得られた定数に変更した。(2)解析結果解析条件として、流量半減時間を0.5秒(全電源喪失時)と5.5秒(代表的なLOFとしたが、その条件によらず、すべての場合について即発臨界に至らないことが示された。解析条件によっては、遷移過程の解析が必要になるものの、燃料移動によって再臨界に至らない可能性があることが示された。ただし、採用した物性値等の問題点から、解析結果は燃料移動を過大評価しているものと考えられる。また、炉心損傷時においても事象の早期終息に減速材の効果があることが示された。(3)まとめ金属燃料高速炉の炉心損傷事象の挙動をSAS-3Dコードを用いて金属燃料炉心に適用できるよう定数を変更して解析した。その結果、炉心損傷時において再臨界にいたらない可能性があることが示された。

報告書

MA核種の高速中性子微分核分裂断面積の測定 -II

平川 直弘*

PNC-TJ9601 97-001, 51 Pages, 1997/03

PNC-TJ9601-97-001.pdf:1.05MB

新しい核燃料サイクルの一つとして考えられているアクチニドリサイクルにおいては、炉心燃料にマイナーアクチニド(MA:Np,Am,Cm等)を比較的多く含有することとなるため、これらMAの高速炉の炉心特性への影響を精度良く評価することが不可欠となる。そのためには、正確なMAの核反応断面積が必要である。そこで本研究では、MA核種の高速中性子微分核分裂断面積の測定を実施する。本年度においては、昨年度の研究の結果をふまえ、下記の点について、実験的な改良を加えた。(1)密封型核分裂計数管の開発、(2)Li中性子発生ターゲットの高強度化、(3)飛行時間系測定回路の高時間分解能化、(4)高質量のネプチニウム試料の導入と(5)高純度のウラン試料の導入である。これらの改良された測定装置並びに試料を用いてNp-237に対する核分裂断面積測定を実施し、5-100keVの中性子エネルギー領域に対するNp-237/U-235の微分核分裂断面積比及びNp-237の核分裂断面積を測定した。一方、Npと同様に高速炉炉心に大きな影響を持つとされているAm試料に対して、Am-241及びAm-243の核分裂断面積の現状を調査するとともに、両試料を入手し、定量を実施した。

報告書

$$^{238}$$U,$$^{232}$$Th,$$^{12}$$Cの18MeV中性子に対する中性子二重微分断面積の測定

馬場 護*; 松山 成男*; 伊藤 卓也*; 伊藤 伸夫*; 前田 一人*; 平川 直弘*

JAERI-M 91-059, 30 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-059.pdf:1.06MB

$$^{238}$$U、$$^{232}$$Th及び$$^{12}$$Cの18MeV入射中性子に対する中性子生成二重微分断面積の測定を行った。新たに改発したポストチョッパーや検出器のタイミング特性の改善により、エネルギー分解能が改善された。測定は30゜~145゜、0.8~18MeVの範囲で行った。得られたデータをJENDL-3、ENDF/B-IV($$^{12}$$CについてはB-V)のデータと比較し、食い違いの原因を検討した。$$^{238}$$Uと$$^{232}$$Thの二次中性子の非等方性は、核分裂中性子が等方であると仮定するとKalbach-Mannの系統式により良く再現されることが分かった。$$^{12}$$Cの散乱断面積と連続中性子のスペクトルは両評価値とかなりの差を示した。

報告書

$$^{238}$$U、$$^{232}$$Thの核分裂即発中性子スペクトルと非弾性散乱二重微分断面積の測定

馬場 護*; 若林 秀隆*; 伊藤 伸夫*; 前田 一人*; 平川 直弘*

JAERI-M 89-143, 55 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-143.pdf:1.25MB

本報告は、$$^{238}$$U、$$^{232}$$Thの核分裂中性子スペクトルと非弾性散乱二重微分断面積に関する実験的研究の成果をまとめたものである。実験は、東北大学工学部の高速中性子実験室に於て、ダイナミトロン型加速器を中性子源とするパルス中性子飛行時間法により行い、両核種について、1)2MeV中性子に対する核分裂即発中性子スペクトル、2)1.2M 2.0、4.2、6.1、14.1MeV中性子に対する非弾性散乱中性子二重微分断面積のデータを得た。実験手法、データ解析両面において系統誤差を排除し、実験精度を高めるよう留意した。実験結果を、過去の実験値、評価値、および計算値と比較検討し、過去の実験値や評価値についていくつかの問題点があきらかになった。これらの新たなデータと知見は今後の核データ整備に有用な情報を提供するものと考えられる。

報告書

FCA V-1集合体におけるナトリウムボイド実験と解析

三村 泰*; 平川 直弘*; 松野 義明*; 安野 武彦; 溝尾 宣辰; 弘田 実彌

JAERI-M 9053, 37 Pages, 1980/09

JAERI-M-9053.pdf:1.06MB

高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、FCA V-1集合体においてナトリウムポイド効果に関する実験と解析を行った。ナトリウムポイドは50.8$$times$$50.8$$times$$6.3mm$$^{3}$$のナトリウム缶をポイド缶に置換することにより構成し、反応度の変化を小さい場合には制卸棒により、大きい場合には未臨界法によって測定した。解析は主としてJAERI-FASTセットを用いた1次元計算を行い、一部についてABBNセットを用いた。得られた主要な結果は以下のようである。(1)単チャンネルポイド効果の径方向分布はほぼ平坦である。(2)単チャンネルおよび広領域ポイド効果の計算値は、ストリーミング効果を考慮した場合の実験値とかなりよく一致している。(3)軸方向ポイド効果のトラバースについては、中心部で計算値と実験値が大きな不一致を示している。

報告書

FCA V-1集合体の特性試験と臨界質量

平川 直弘; 向山 武彦; 白方 敬章; 野本 昭二; 弘田 実彌; 松田 義明*; 小西 俊雄*

JAERI-M 7882, 47 Pages, 1978/10

JAERI-M-7882.pdf:1.46MB

FCA V-1集合体は昭和45年2月28日に臨界に達した。この集合休はFCAでJOYOのモックアップとして実施を予定されている一連の集合休のうち、最初の物理モックアップ集合体である。この集合体の組成はFCAの手持ちの燃料、模擬物質によって炉心中心のスペクトルが、JOYOのスペクトルになるべく近くなるよう定められた。実験に際しては、これがFCAにおける最初のPu装荷炉心であるため、自発核分裂効果、$$alpha$$崩壊に伴う発熱の効果等の影響に対して注意が払われた。臨界後中性子源孔をなくしたV-1-B集合体において、一連の補正実験が行われ、臨界量がPu$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$$$^{+}$$$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$64.7+-0.3kgおよびU$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$118.2+-0.6kgと決定された。この値は1次元及び2次元の拡散計算と比較され、ABBNセットを用いた場合には実験値より9%小さい臨界量を与え、JAERI-FASTを用いた場合には6%大きい臨界量を与えた。S$$_{4}$$法によるとABBNセットの計算値は拡散計算より1.8%小さくなった。

報告書

シンセシス法による空間依存動特性コード

井筒 定幸*; 平川 直弘

JAERI-M 7067, 61 Pages, 1977/04

JAERI-M-7067.pdf:1.86MB

2次元の時間依存拡散方程式の汎関数から導かれた連続シンセシスを対象とする空間時間シンセシスコードと時間シンセシスコードを作成した。前者のコードに行列分解法を用いることにより、問題が非常に有効に解けることが分かった。この報告では、基礎方程式から行列方程式を導出する過程を解説し、次にコードの使用法を説明する。そして最後に、コードを高速炉モデル(国際ベンチマーク問題)に適用して、他の機関の結果と比較することによりコードの有効性を検討する。

報告書

高速炉の炉心溶融落下事故の解析

平川 直弘

JAERI-M 5095, 110 Pages, 1973/02

JAERI-M-5095.pdf:3.67MB

高速炉の炉心溶融解体事故解析のために多領域を取扱う2次元コードMARSを作成しいくつかの問題に適用した。第2章においてJankusの方法、Nicholsonの方法、AX-1コード、Weak Explosionコードの従来用いられて来た方法を典型的な炉心、出力平担化炉心、高密度炉心に適用し、解析法相互間の比較を行ない、本コードに用いるペき近似法について検討する。第3章ではMARSコードの特色を述べ、これをフェルミ炉金属炉心中心部の溶融事故解析に適用する。次に解析法を実験と比較するためKIWI-TNT実験の解析を行ない、エネルギー放出量が実験値(8.8$$times$$10$$^{9}$$J)に対し約10%低い程度で評価出来ることを示す。第4章ではMARSコードを用いてフェルミ炉酸化物炉心の解析を行なう。ここでは炉心の溶融領域をパラメータとして比較を行なうと共に、初期出力、状態方程式等の影響等について検討する。

報告書

Analysis of Pulsed Neutron Nxperiments on Bare Fast Multiplaying Systems by Storrer-Stievenart's Theory

平岡 徹; 森口 欽一; 中野 正文; 飯島 勉; 中村 知夫; 平川 直弘*; 能澤 正雄

JAERI-M 4652, 15 Pages, 1971/12

JAERI-M-4652.pdf:0.55MB

Storrerおよびstievenartによる高速増倍系におけるパルス中性子実験の理論を適用して、裸の天然ウラン体系及び裸のFCAI-5炉心におけるパルス中性子実験の解析を行なった。Storrer等の理論に基づいて書かれたGS-1コードによる解析の結果、実験体系が裸の体系である場合には、パルス中性子が入射してから或る時間が経過した後の中性子の挙動は、Storrer等の理論により良く説明されることがわかった。

報告書

A Study of Destructive Energy Released at Fast Breeder Reactor Maximum Hypothetical Accident

石川 迪夫; 平川 直弘; 田坂 完二

JAERI 1188, 20 Pages, 1970/07

JAERI-1188.pdf:1.19MB

本報告書は液体金属冷却高速炉の仮想事故時における破壊エネルギー発生量についての、一つの計算方法について述べたものである。これまでの原子炉破壊実験で証明されているように、原子炉の発生しあ破壊エネルギーの形態には、瞬間的な圧力波の放出と半静的な内圧上昇であった。これは、TNT火薬爆発や高圧ガスの爆発等早い破壊エネルギ-放出に共通した現象である。高速炉の仮想事故においても同様のエネルギー放出が考えられるのは当然である。本稿の計算方法では、圧力波の発生計算なは、熔融炉心の膨張に伴なう音響インピダンス効果を用いた。また内圧上昇の計算には、これまでの実験結果から換算される破壊エネルギーの上限値が、蒸気発生に費されるとして計算を行なった。JEER炉第二次元概念設計を基に計算した結果、圧力波形態で放出される破壊エネルギーは、先劣圧力960kg/cm$$^{2}$$を持つ8MW-Sのエネルギー量であり、圧力上昇による放出は、最大圧力21Kg/cm$$^{2}$$で放出エネルギー量98MW-Sであった。この計算結果は、TNT火薬を用いて行なったモックアップによる耐爆実験の測定結果とよく一致している。

論文

高速炉安全解析コードの現状と問題点

平川 直弘; 斎藤 伸三

日本原子力学会誌, 12(3), p.124 - 134, 1970/00

原子炉にさまざまな異常な事態が生じた場合の原子炉の振舞いを解析し,原子炉が安全に保たれる条件を見出したり,万一,原子炉が破損するようなことがあった場合にも,核分裂生成物(F.P.)やプルトニウム(Pu)が公衆に対して過度の被曝を与えないことを証明することが原子炉安全解析の主な目的であろう。原子炉の振舞いを解析するためには,まずドップラー係数やNaボイド係数あるいは原子炉の小さな形状変化に対する反応度変化などが正しく与えられなければならず,その意味ではこれらも安全性解析計算であるが,本稿ではこうしたいわゆる静的な計算については触れないこととする。

論文

Studies of the Criticality of 20% Enriched Uranium Fast Critical Assemblies (FCA-1)

弘田 実彌; 野本 昭二; 平川 直弘; 中野 正文

Journal of Nuclear Science and Technology, 6(1), p.35 - 42, 1969/01

抄録なし

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