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、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。

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。

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。

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。

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。

U、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、U、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。

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、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Pu64.7+-0.3kgおよびU118.2+-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。

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(8.810J)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。

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。

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

https://doi.org/10.3327/jnst.6.35

抄録なし