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U doppler reactivity effect in FCA cores simulating light-water-moderated MOX fuel lattices安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.537 - 547, 2007/04
被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Nuclear Science & Technology)軽水減速MOX燃料でのUドップラー反応度のデータを新たに取得し、現行解析コードシステム及び核データの予測精度を評価することを目的として、FCAを用いたUドップラー反応度の測定を実施した。実験では、組成や径の異なる種々の天然ウランサンプルを用い中性子スペクトルを変化させたMOX燃料軽水炉模擬炉心及びウラン炉心において、室温から800
Cまでのドップラー反応度を測定した。解析においては、現行の高速炉及び熱中性子炉標準解析コードシステムと最新の核データJENDL-3.3を用いた。両解析コードとも計算と実験の比(C/E)はMOX炉心に対して0.96から1.06の範囲となり、ウラン炉心と同様に実験誤差の範囲内で良い一致を得た。
Uドップラー効果の予測精度評価; JENDL-3.3ライブラリー及びSRACシステムによる解析(共同研究)川崎 憲二*; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 中野 誠*; 松本 英樹*
JAEA-Research 2006-008, 40 Pages, 2006/03
JAEA-Research-2006-008.pdf:3.6MB
軽水減速ウラン燃料模擬体系FCA-XXI-1D2炉心及びMOX燃料模擬体系FCA-XXII-1シリーズ炉心で測定されたUドップラー効果に対する最新の核データJENDL-3.3及び熱中性子炉解析コードシステムSRACを用いた解析手法の予測精度を評価するため実験解析を実施した。解析の結果、拡散計算と実験値との差は800Cにおいて-4%
+11%となり、全般的に過大評価となったが、軽水炉に近い比較的軟らかいスペクトルを持つ炉心においては、おおむね実験誤差の範囲内で実験値と一致した。
Uドップラー効果の測定(共同研究)安藤 真樹; 川崎 憲二*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 松浦 豊*; 金子 裕司*
JAERI-Research 2005-026, 39 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-026.pdf:4.37MB
軽水炉でのドップラー係数評価の信頼性向上に資することを目的とし、FCAを用いて軟スペクトル場(ウラン燃料及びMOX模擬燃料)においてUのドップラー効果を測定した。MOX模擬燃料体系では、減速材ボイド率により中性子スペクトルを系統的に変化させた。測定には外径の異なるピン形状サンプルを用い800Cまでのドップラー効果実験データを取得した。JENDL-3.2を用い、従来のFCA高速炉体系でのドップラー効果の実験解析に用いてきた標準的な解析手法により解析を実施した。その結果、予測精度の燃料組成やサンプル組成に対する依存性はなく、ほぼ全サンプルについて計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。中性子スペクトルを変化させたMOX模擬燃料体系については、予測精度のスペクトル依存性も見られなかった。
奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正
JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08
JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB
KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO
燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。
安藤 真樹; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二
JAERI-Research 2003-029, 72 Pages, 2003/12
JAERI-Research-2003-029.pdf:3.41MB
ROX燃料に添加する共鳴物質としてエルビウム(Er),タングステン(W),トリウム(ThO)に着目し、これら物質のドップラー効果に対する計算予測精度の検証を行うことを目的とし、FCAを用いて実験を行った。実験は、高速炉体系(XX-2)と中速スペクトル体系(XXI-1D2)において、800Cまでのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、核データにJENDL-3.2を用い、FCA標準解析手法を基本計算とし実験値と計算値を比較した。また、SRACシステムを用いた解析を行い、SRACによる計算の予測精度の傾向を調べるとともに、基本計算の解析結果と比較した。輸送補正を施した基本計算の解析の結果、XX-2炉心では全般的に過小評価となり、XXI-1D2炉心では計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。SRACシステムによる解析の結果、ErサンプルではSRACの方が3%10%小さい計算値を与え、Wサンプルでは、SRACの方が2%5%大きな計算値を与えることがわかった。またThOサンプルでは、XX-2炉心ではSRAC解析
基本計算であるのに対して、XXI-1D2炉心ではその逆となった。
安藤 真樹; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二
Journal of Nuclear Materials, 319, p.126 - 130, 2003/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)ROX燃料に用いられる共鳴物質の中速スペクトル場におけるドップラー効果測定に対する計算精度を評価することを目的として、原研FCAを用いて測定が行われた。本研究は一連の共鳴物質に関するドップラー効果測定において、高速スペクトル場における測定に引き続き行われたものである。ドップラー効果は高温及び室温サンプルの反応度価値の変化として測定される。エルビウム(Er),タングステン(W)及びトリウム(ThO)の円筒形サンプルを用い、炉心中心部においてそれぞれ800Cまで昇温した。核データにJENDL3.2を用いSRAC95システムにより解析した。WとThOのサンプルでは、実験値と測定誤差の範囲で一致した。他方、Erサンプルでは約10%の過大評価となった。
川崎 一男; 寺田 秀行; 山本 安紀; 黒羽根 憲二; 菊池 明夫; 石黒 信治
サイクル機構技報, (6), p.11 - 18, 2000/03
プルトニウム燃料施設内のユーティリティ施設及び付属機械室は、プルトニウム燃料第1開発室、第2開発室、第3開発室並びにその他の付属施設に各種ユーティリティを供給する施設である。本施設は、ユーティリティを供給開始してから数十年が経過し、設備の更新や部品交換を必要とする設備となっている。そのため設備全体の信頼性及び安全性の向上を図ることを基本に、整備、改造、補修等を行い、ユーティリティの安定供給を実施している。本報告では、施設の概要と代表的な改善事例、今後の問題点及び取り組みについて報告する。
