JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　8 件中 1件目～8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

プルトニウム燃料の出力平坦化に関する臨界実験,1; 出力分布の測定

村上 清信; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男*; 小林 岩夫; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*

JAERI-M 9876, 83 Pages, 1982/01

JAERI-M-9876.pdf:3.09MB

プルトニウムの軽水炉におけるリサイクル使用に関連した炉物理研究の一環として、出力分布の平坦化に関する実験を、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて行った。使用した燃料棒は、PuO$$_{2}$$富化度が5種類、U-235濃縮度が6種類である。実験は、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$およびUO$$_{2}$$燃料棒格子内について行い、水平方向の出力分布に与える水ギャップ並びにPuO$$_{2}$$富化度の異る燃料棒の配列の効果をパラメトリックに測定した。この実験から、PuO$$_{2}$$富化度および水ギャップ幅が出力分布に与える効果が求められ、かつBWR型燃料集合体中における各種燃料棒配列と出力ピーキング係数の関係が明らかになった。

報告書

プルトニウム燃料遮蔽計算用中性子ガンマ線結合40群断面積セット"PSL-40"ライブラリの開発

湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*

PNC TN841 79-40, 100 Pages, 1979/07

PNC-TN841-79-40.pdf:5.26MB

プルトニウム新燃料を取扱う,転換あるいは加工施設では,グローブ・ボックス等の遮蔽は鉛ガラスを使用しており金属鉛厚で数ミリ程度にしか相当しないし,集合体等の取扱いでは,特別の遮蔽等は使用しない。これらの場合には,被ばく線量に大きく寄与するのは,Pu/SUP241が崩壊して生じるAm/SUP241からのソフト・ガンマ線である。使用済燃料等を想定して作成されている既存の断面積セットでは,誤差が大きく実用上問題があり,種々の暫定的な方法でその問題に対処していた。これらの問題を解決して,かつ使いやすい標準断面積ライブラリを用意しておくと,手間も計算時間も節約することができる。もちろん従来のライブラリの機能は保存しなければならない。この主旨で新ライブラリ"PSL-40"を開発した。本ライブラリは中性子22群,ガンマ線18群,合計40群からなっており,中性子吸収による2次ガンマ線発生も評価可能である。また,ライブラリの形式は,既存のDLC-23C(Cask)ライブラリ等と同様であり,ANISNコード・タイプの輸送計算コードで使用可能である。ここでは,本ライブラリの作成方法と使用方法の説明ならびに他の計算例との比較によるデータ処理の妥当性の確認を行った。

報告書

PURSE:A Plutonium Radiation Source Code

湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 福田 章二*

PNC TN852 78-13, 53 Pages, 1978/10

PNC-TN852-78-13.pdf:1.66MB

PURSEは主としてプルトニウム燃料の各放射線強度および$$gamma$$線エネルギー分布を計算すするためにプログラムされた。このコードは同時にウラン燃料についても計算できる。対象とした崩壊系列はプルトニウムの娘核種が存在するウラン系列, アタチニウム系列, トリウム系列およびネプツニウム系列の全崩壊系列それに超プルトニウム元素の崩壊系列を包含している。また再処理後のプルトニウムに含まれていると考えられる十数種のFP元素の崩壊系列も考慮できるようになっている。これら崩壊系列内の核種からの$$alpha$$, $$beta$$, $$gamma$$線のキュリー数,放出エネルギーを時間の関数として計算する。$$gamma$$線に関してはエネルギーを最大18群まで取ることができ,各群ごとの全エネルギーおよび平均エネルギーが計算される。また$$gamma$$線スペクトルをプロッターを使用することにより作図することができる。中性子発生に関しては,自発核分裂および酸素との($$alpha$$,n)反応からの中性子発生の和として計算される。PURSEはCDC6600用にFORTRAN IVで書かれ,計算時間は1ケース約1分弱である。プロッター機種はCal Comp915-1136である。

論文

Critical experiments on light-water moderated PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ lattices

小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(3), p.166 - 182, 1978/03

https://doi.org/10.3327/jnst.15.166
 被引用回数：3

プルトニウム燃料(PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$)を用いた軽水減速正規格子実験を原研と動燃の共同研究の下に軽水臨界実験装置TCAを用いて行なった。Puの組成は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Puについてそれぞれ68,22,7,2w/oであり、Uは天然ウランである。実験対象の燃料格子はHとPuの原子数比(H/Pu)が295,402,494,704および922の5種類で、これらの体系について臨界質量、出力分布および全線の放射化率分布を求めた。 核計算はLASER、UGMG42-THERMOSおよびGTB-2を用いて得た小数群定数を用い、2次元拡散計算をPDQ.5コードで行なった。計算結果を実験値と比較した所、実効増倍係数については、-1.32から1.72%$$Delta$$K/Kの差が認められ、熱中性子密度、熱外中性子束および出力分布については一致を示した。

報告書

プルトニウム燃料の放射線源計算コード「PURSE」

青木 利昌*; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 福田 章二*

PNC TN841 75-37, 61 Pages, 1975/09

PNC-TN841-75-37.pdf:1.99MB

PURSEは主としてプルトニウム燃料の各放射線強度およびガンマ線エネルギ分布を計算するためにプログラムされた。このコードは同時にウラン燃料についても計算できる。対象とした崩壊系列はプルトニウムの娘核種が存在するウラン系列、プルトニウム系列、トリウム系列およびネプツニウム系列の全崩壊系列を包含している。これら4崩壊系列内の全72核種からのアルファ、ベータ、ガンマ線のキュリー数、放出エネルギを時間の関数として計算する。ガンマ線に関してはエネルギを最大15群まで取ることができ、各群ごとの全エネルギおよび平均エネルギが計算される。また、中性子発生数に関しては、自発核分裂および酸素との(アルファ.n)反応からの中性子発生の和として計算される。PURSEはCDC6600用に作成され、計算時間は1ケース約1分弱である。

報告書

高次化プルトニウム燃料の臨界実験計画(VI)領域炉心の臨界実験と解析

青木 利昌*; 安久津 英男*; 安孫子 進朗*; 宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

PNC TN841 74-13, 65 Pages, 1974/06

PNC-TN841-74-13.pdf:1.61MB

核分裂性プルトニウムの存在比が約75%であるため高次化プルトニウムを用いた3%富化混合酸化物燃料を使って、H/Puが295$$sim$$922の範囲で、一連の臨界実験が行なわれ、臨界量、中性子束分布、出力分布、$$beta$$eff/l等が測定された。PuO2-UO2燃料一領域炉心の材料バックリングBm2はH/Puが530で最大となり、$$beta$$eff/lはUO2系のそれの約1/2となった。また、高次化プルトニウム燃料に特微的なこととして、241Puの$$beta$$崩壊による反応度減少が1年間で約1ドルにも達すること、および自発中性子源レベルが高いので、反応度測定上に注意を要すること等が判明した。実験解析では、群定数コードとして、LASER-PNCおよび、UGMG42-THERMOSが使用され、2次元臨界計算コードとしてPDQ-5が使用された。計算値は測定値と良い一致を示し、燃料設計コードの精度の良さが検証された。本実験および解析は、原研との共同研究として実施されたものであり、さらに複雑な炉心体系についての実験と解析も進んでおり、幅広い実験データと計算手法の蓄積がなされている。本報告書は、JAERI-memo5745と同一内容である。

報告書

軽水減速UO$$_{2}$$炉心内の7$$times$$7PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子に関する臨界実験と解析

鶴田 晴通; 松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 橋本 政男; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 湯本 鐐三*; 菊池 三郎*; 梶山 登司*; et al.

JAERI 1234, 76 Pages, 1974/06

JAERI-1234.pdf:3.03MB

軽水減速UO$$_{2}$$燃料炉心に7$$times$$7の配列をしたPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料格子を装荷した体系に関して、一連の臨界実験とその解析がTCAを用いて行われた。この研究の目的は一部にプルトニウム燃料を装荷したウラン燃料炉心について、(1)反応度、中性子束分布、および出力分布をウラン燃料にみの場合と比較syること、(2)ウラン燃料体系に適用されている計算方法をプルトニウム混合炉心に適用した場合の精度を評価することにあった。プルトニウム燃料は3、4wt%富化PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$でありまた7$$times$$7格子の水対燃料体積比は1、76、2、00、2、38および2,95の4種類であった。この各々の炉心について、臨界量、中性子密度分布、および出力分布が測定された。計算値の誤差は、実効増倍係数に関して$$pm$$0、3%以内、中性子密度分布および出力分布に関してはそれぞれ最大16%および9%であった。

報告書

核分裂生成物蓄積コードFIP

宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 菊池 三郎*

PNC TN841 71-27, 92 Pages, 1971/10

PNC-TN841-71-27.pdf:2.69MB

FIPプログラムは熱中性子炉における235Uおよび239Puの核分裂によって発生する核分裂生成物が炉運転,炉一時停止のサイクル,および炉最終停止後の冷却時間の関数として,キューリ数,$$beta$$線放出エネルギ,全$$gamma$$線および7群の$$gamma$$線放出エネルギについて計算できる。核分裂生成物はF.P.崩壊系列中の準安定核種を含む全放射性核種を対象として190核種を選定した。ただし,半減期が10秒以内のものおよび核分裂収率が0.001%以下のものは除いた。熱中性子および高速中性子の235Uおよび239Puの核分裂収率が考慮できるように4種類のデータライブラリィを編集した。FIPは炉運転および一時停止の多重サイクルについて計算の取扱いが可能で,さらに,各核分裂生成物が及ぼす生涯(70年間)の12身体組織に対する内部線量率が個々の核種について冷却時間を関数として計算できる。計算結果はいかなる冷却時間にわたっても得られるが,簡使式を使用している点で100秒以内の結果は多少のあいまいさが生じることになる。FIPはFPICに改良および拡張を加えたもので,CDC-6600用に作成された。

8 件中 1件目～8件目を表示
  • 1