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黒沢 正義; 鳥居 義也
JAERI-M 86-052, 56 Pages, 1986/03
JRR-2は熱出力10MWの重水減速・重水冷却の研究用原子炉である。燃料は93%濃縮ウラン・アルミニウム合金を用いている。JRR-2では、濃縮度低減化計画に基づき、燃料の濃縮度を93%から45%に変更する計画を進めている。この計画遂行の基本方針は、大幅な計画変更なしに原子炉の従来の性能を維持する事である.今回、この45%濃縮ウラン・アルミニウム分散型合金燃料を用いた炉心の核設計計算を行った。その結果、反応度、中性子束及び燃焼特性等の炉心特性の大幅な低下を引き起こさずに濃縮度の低減が達成できる事が示された。本報告はこれらの結果を纏めたものである。
内藤 俶孝; 加地 邦生*; 黒沢 正義; 島 敬二郎; 桜井 文雄
JAERI-M 9175, 161 Pages, 1980/12
原子炉の炉心特性を解析するためには、原子炉の幾何形状と材料に関するこれ等のデータが原研の積分実験データバンクを作成するために開発されたのと同一方式で編集された。この方式では、原子炉は要素から構成されると仮定されている。各要素の配置およびその構成材質を表わすための幾何形状の図とデータ表がJRR-2、JRR-4およびJMTRに対して用意されている。この報告書は上記原子炉の核計算を行なうために必要な全ての情報を提供する。
内藤 俶孝; 鶴田 新一郎*; 小向 文作; 黒沢 正義
JAERI-M 9174, 78 Pages, 1980/11
研究炉を解析するための原研の計算コードシステムの概要が記されている。また、そのコードシステムの正当性を保証するための検証計算の結果が実験データを用いて評価されている。このコードシステムを用いていくつかのIAEAベンチマーク問題が解かれ、その結果がANLの計算結果と比較されている。
)法による生成量の評価黒沢 正義; 清水 堅一
日本原子力学会誌, 21(6), p.505 - 509, 1979/00
被引用回数：4医療用として、モリブデン-99の需要が急激に増え、国内においても、JRR-2等で
Uの(n,f)法による生産が行われている。しかし、(n,f)法は(n,)法に比べ、精製施設の複雑さ、放射性廃棄物等のわずらわしい問題を抱えている。このような状況の中で,我々はJRR-2の代表的実験孔において、(n,)法で
Moがどの位できるか検討した。本報告は、熱中性子及び熱外中性子に対する
Moの放射化断面積を求め、その断面積を使って、Moの生成量を評価したものである。実験の結果、Moの熱中性子及び熱外中性子の放射化断面積はそれぞれ0.15バーン、11.6バーンとなった。この結果、6A(インコア)、VT-1照射孔では1gあたり2Ci程度のMoの生産は可能であることがわかった。
