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小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*
JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11
使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。
桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*
JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12
原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。
小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00
燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO)、CsNO、Gd(NO)、Nd(NO)、Rh(NO)、Eu(NO)を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO)を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。
稲辺 輝雄; 石島 清見; 丹沢 貞光; 島崎 潤也; 中村 武彦; 藤城 俊夫; 大友 正一; 鈴川 芳弘; 小林 晋昇; 谷内 茂康; et al.
JAERI-M 88-113, 55 Pages, 1988/06
NSRRにおいては、反応度事故時の燃料挙動解明を目的とした炉内実験のために、これまで1kW以下の低出力状態から急嵯なパルス状出力を発生する運転(単一パルス運転)を行ってきた。今後はさらに、実験条件の範囲を拡張するために、10MWまでの高出力の発生と急峻なパルス状出力の発生の組合わせを行う運転(合成パルス運転)及び10MWまでの範囲の過渡出力の発生を行う運転(台形パルス運転)を、改良型パルス運転として実施する。これを実現するためには、NSRRの計測制御系統施設の改造が必要であり、このため、改良型パルス運転における原子炉の安全性を配慮した計測制御系統施設の基本設計を図った。本報告書は、安全設計に当っての基本的な考え方、改良型パルス運転の方法、計測制御系統施設の各構成設備の設計方針及び基本設計の内容、改良型パルス運転に係る主要な動特性等について述べるものである。
石島 清見; 大友 正一; 堀木 欧一郎
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 29 Pages, 1988/00
本論文は、原子炉安全性研究のための施設としてNSRRを紹介するものである。施設の紹介においては、NSRRのパルス運転能力と炉内実験用カプセル類に力点を置くとともに、これまでのNSRR実験の成果の要約を行っている。
林 光二; 尾熊 律雄; 島崎 潤也; 渡辺 光一; 篠原 慶邦; 鈴川 芳弘; 大友 正一; 宇野 久男; 谷内 茂康; 堀木 欧一郎
JAERI-M 84-137, 49 Pages, 1984/08
本報告はNSRRにみられる炉出力変動現象の原因を探るために行われた原子炉異常診断実験(Phase-II)に関するものである。Phase-IIの実験は自動制御系の動特性評価およびディフューザー・システムの運転に起因する外乱の究明を目的として行われた。この結果、スレーブ・サーボ系の周波数応答関数が約0.3Hzで比較的顕著なピークを持つため、自動制御系に何らかの外乱が印加されると制御棒駆動機構の不感帯の効果が加わって炉出力に減衰振動や発振が起ることがわかった。またディフューザー・ポンプを運転すると炉心周りの冷却材温度ゆらぎが著しく増大し、炉出力変動も大きくなることがわかった。
林 光二; 島崎 潤也; 渡辺 光一; 篠原 慶邦; 鈴川 芳弘; 大友 正一; 宇野 久男; 谷内 茂康*; 堀木 欧一郎
JAERI-M 84-056, 62 Pages, 1984/03
本報告はNSRRにみられる炉出力変動現象の原因を探るために行われた原子炉異常診断実験(Phase-I)に関するものである。Phase-Iの実験は原子炉雑音解析の立場からみたNSRRの現状を把握する事を目的として行われた。波形観察やスペクトル解析から、顕著な炉出力変動成分は3つのパターンに分類されること、これらの変動は自動制御系の不安定性に関連して起る事が明らかになった。
橋倉 宏行*; 斎藤 伸三; 岡 芳明*; 柳沢 一郎*; 大友 正一
JAERI-M 9142, 49 Pages, 1980/10
NSRRの実験孔内に実験用カプセル及びアルミニウム減速層を挿入した場合の実験孔内の中性子束及びガンマ線量率分布を測定した。ニ次元輸送計算コードTWOTRAN-IIによりこれらの値を計算により求め相互比較した。実験孔内に実験用カプセルを挿入した場合、無挿入の場合と比較して中性子束は約1/10、線量率は1/2~1/3低くなり、アルミニウム減速層の場合には中性子束線量率とも1/4~1/5の低下であった。また、二次元輸送計算の結果、実験孔内がポイドの場合は中性子反応率、線量率とも場所によっては実験値と100%以上異なるが、アルミニウム減速層挿入の場合には約50%の誤差の範囲内で両者は一致した。
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。
斎藤 伸三; 岡 芳明*; 橋倉 宏行*; 柳原 敏; 大友 正一; 久我 弘之*; 小野 寛*
JAERI-M 8474, 52 Pages, 1979/10
NSRRの実験孔内における中性子束、中性子スペクトル及びガンマ線量率を測定し評価した。その結果、炉心中央位置における熱中性子束は3.510n/cm・sec/Watt、ガンマ線量率は1.410R/h/Wattであり、これらは設計計算時の値と良い一致を示した。ただし、ガンマ線のバックグラウンドとして700~800R/hの線量率がある。中性子スペクトルはかなり硬くカドミウム比で2~4であり、また炉心から離れるに従い中性子の方向性が顕著である。N/比は10~10n/cm・sec/R/hでやや小さく、比較的小さな鉄製の散乱体を置くことによりこの値は数倍となる。放射線によるフィルムの感光は、ガンマ線量では1~2R以下、中性子量では10n/cm以下であればその影響は少ないことがフィルムの退射実験より判明した。
富井 格三; 石井 敏雄; 大友 正一; 宮地 謙吾
日本原子力学会誌, 19(11), p.763 - 765, 1977/11
被引用回数:0落下法による制御棒較正は、これまで中性子束分布の歪みが付帯するために炉内検出器位置によって測定値が変る欠点があった。本報告はこの欠点を解消する実用的な改良方法の提案と、NSRRにおける検証結果について示したものである。本方法の改良点は従来法のように制御棒落下前後の計測から反応度を求めるのではなく、落下後の中性子束分布が歪んだ後の計測のみで反応度を求めるところにあり、中性子束分布の歪みが落ち着いたあと炉内のどの位置でも中性子束の時間的減衰傾向は同じになり、その傾向は制御棒によって加えられる負の反応度と1対1に対応していることに着目している。この改良法によってNSRRの安全棒を較正したところ、従来法では炉内検出器の位置によっては50%以上も測定値が相異したのに対し、検出器位置に無関係の一定した測定結果が得られることが判った。
大友 正一; 更田 豊治郎
JAERI 6010, 7 Pages, 1962/03
以下の表は、もともと中性子吸収断面積測定の際の試料の厚さ、試料の量を検討し、あるいは天然ウラン燃料の化学分析値からその危険係数を計算することなどのために計算してあったものを補足整理したものである。熱中性子吸収断面積および平均散乱断面積の値は、Hughes, D. J. and Schwartz, R. B.: "Neutron Cross Sections" BNL-325、2nd editon(1958)によった。その他の値は木村健二郎:放射線データーブック(1958)芝亀吉、白井俊明:理化学定数表、(岩波)(1952)American Instiute of Physics Handbook、(McGraw-Hill)(1957)日本化学会編:化学便覧、(丸善)(1958)などによった。これらの書物からの数値の選択には、さほど意味があるわけではない。むしろ、表の目的は、測定試料の準備や比較評価などの場合の概算に役立てることにあるので、表中の数字の意味もその程度と了解されたい。
更田 豊治郎; 石井 三彦; 大友 正一
Pile Neutron Research in Physics, p.633 - 642, 1962/00
抄録なし
更田 豊治郎; 大友 正一
JAERI 1009, 19 Pages, 1960/07
ローカル信号型パイル・オシレーターであるJRR-1パイル・オシレーターによる熱中性子吸収断面積の測定について報告する。測定密度に関して、測定値に関する種々の誤差源、および測定値より熱中性子吸収断面積値を求めるための補正から入ってくる誤差についての検討に特に留意した。自己吸収効果および共鳴吸収効果については金について実測した。検出器からの信号を数分間積分して求めた測定値の標準偏差を試料のVにして10cm3cm以下とすることができた。アルミニウム、アルミニウム合金、ジルコニウム合金、インジウムなど15種の試料についての測定結果を表に示した。測定はすべて高純度の金箔を標準試料としておこない、標準値としてBNL-325の金の熱中性子吸収断面積値98,8バーンを用いた。表に示されるように、単一元素の試料についての測定結果はBNL-325の値とよい一致を示しており、合金についての測定結果も化学分析値とBNL325のデーターとから計算した値とだいたい満足な一致を示している。なお、2、3今後の開発方向についてふれた。
更田 豊治郎; 石井 三彦; 大友 正一
Symp.on Pile Neutron Research in Physics, P. 633, 1960/00
抄録なし
浅見 哲夫; 更田 豊治郎; 黒井 英雄; 鹿園 直基; 富岡 秀剛; 大友 正一; 佐々木 泰一
第2回原子力シンポジウム報文集, P. 81, 1958/00
抄録なし