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論文

Evaluation of reaction rate distribution for shielding region in the prototype fast reactor Monju

毛利 哲也; 羽様 平; 片桐 寛樹*; 大釜 和也

Nuclear Technology, 211(1), p.143 - 160, 2025/01

https://doi.org/10.1080/00295450.2024.2323228
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

高速増殖原型炉「もんじゅ」で測定された反応率分布のうち、中性子しゃへい体領域での測定データの信頼性及び有用性について、核データにJENDL-4.0を用いた計算値との比較により検討した。高エネルギーの中性子に感度を持つ$$^{238}$$U(n,f)及び$$^{58}$$Ni(n,p)反応率の測定データは全て信頼できることを確認した。しゃへい体領域での測定値と計算値の差異は炉心領域に比べ大きくなるが、$$^{58}$$Ni(n,p)反応率については核データにJEFF-3.3を用いることで改善すること、$$^{238}$$U(n,f)反応率では700eV付近のエネルギー領域における$$^{238}$$U(n,f)断面積が差異に寄与していることを明らかにした。低エネルギーの中性子に感度を持つ$$^{235}$$U(n,f), $$^{239}$$Pu(n,f), $$^{238}$$U(n,$$gamma$$)及び$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)反応率については、下部しゃへい体領域で計算値との差異が比較的大きいが、しゃへい特性に求められる精度としては許容できること、径方向しゃへい体を含むその他の領域については全て信頼できることを確認した。

論文

Evaluation of reaction rate distribution measurement in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 羽様 平; 片桐 寛樹*; 竹越 淳*; 毛利 哲也

Nuclear Technology, 210(8), p.1336 - 1353, 2024/08

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2295168
 被引用回数：1 パーセンタイル：57.00(Nuclear Science & Technology)

もんじゅ性能試験では、$$^{239}$$Puなどの核分裂率反応率分布や$$^{238}$$Uの捕獲反応率分布が箔放射化法により測定されている。炉心と径ブランケット領域の反応率分布測定値の最確値を算出し、再現解析値との比較により高速炉設計手法の検証データとしての適用性を評価した。集合体中心での歪を適切に補正する解析モデルを導入するなどの工夫の結果、対象としたデータはすべて信頼でき、数%の精度で検証データとして使用できることを確認した。$$^{238}$$Uの捕獲反応率については、箔の実効断面積の計算に箔自身と箔周辺の燃料の共鳴断面積を考慮する必要がある。

論文

Evaluation of fuel reactivity worth measurement in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平

Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10

https://doi.org/10.1080/00295450.2022.2045532
 被引用回数：4 パーセンタイル：53.26(Nuclear Science & Technology)

In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.

論文

Evaluation of fixed absorber reactivity measurement in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 片桐 寛樹; 竹越 淳*; 羽様 平

Nuclear Technology, 207(12), p.1810 - 1820, 2021/12

https://doi.org/10.1080/00295450.2020.1846481
 被引用回数：4 パーセンタイル：40.86(Nuclear Science & Technology)

In the prototype fast breeder reactor Monju, fixed absorber worth was measured as a difference of core reactivity measured by control rod worth between cores with and without a single or three fixed absorbers. In the present paper, the measurements were evaluated in detail and its reliability and usefulness as a validation data were investigated through a comparison with calculations using the latest neutronics design methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fixed absorber worth were 1.00$$pm$$0.05 and 1.02$$pm$$0.04, respectively. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.

論文

A Validation study of a neutronics design methodology for fast reactors using reaction rate distribution measurements in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.

論文

原研における二次元ZnS/$$^{6}$$LiFシンチレータ,MSGCガス検出器の開発

中村 龍也; 片桐 政樹; 山岸 秀志; 田中 浩基; 坂佐井 馨; 曽山 和彦

波紋, 15(1), p.67 - 73, 2005/01

https://doi.org/10.5611/hamon.15.67

本報では原研で開発を進めている高位置分解能二次元ZnS/$$^{6}$$LiFシンチレータ及びMSGCガス検出器に焦点を絞りこれまでの研究開発成果及び今後の展開について述べた。ZnS/$$^{6}$$LiFシンチレータ検出器の開発においては中性子有感シンチレータ/波長シフトファイバ構造の試作検出器により0.6, 0.7mm(各x,y)の位置分解能を有することを確認した。また、ガス検出器開発では独自開発した個別読み出し型検出器システムの動作確認をMWPC素子を用いて行った結果、本システムが位置分解能0.9, 1.4mm(各x,y),良好なn/$$gamma$$弁別能を有することを確認した。

口頭

「もんじゅ」反応率分布測定試験による高速炉核設計手法の妥当性確認

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

no journal, , 

原型炉「もんじゅ」性能試験データを高速炉核設計手法の妥当性確認用データベースとして整備している。本研究では、放射化箔による反応率分布測定データについて、妥当性確認用データとしての有用性を確認するため、核設計手法による評価結果との比較を行った。

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