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論文

Count-loss effect in determination of prompt neutron decay constant by neutron correlation methods that employ two sets of neutron counting systems

北村 康則*; 福島 昌宏; 北村 康則*

Annals of Nuclear Energy, 125, p.328 - 341, 2019/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

単一の中性子計数システムを使用する中性子相関法では、計数ロスの影響が深刻な問題を生じることがある。一方、2組の中性子計数システムを使用する中性子相関法は、即発中性子減衰定数を決定する際に、計数ロス効果に対してロバストであると考えられている。本研究では、後者の方法における長所を、計数ロスの過程を扱うことができる厳密な理論的なアプローチに基づいて調査した。これにより、非常に高い計数率のケースを除いては、計数ロス効果に対してロバストであることを明らかにした。また、このような極端なケースに対しても、計数ロス効果を明示的に補正することが可能な新しい評価式を提案した。

論文

A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。

論文

Benchmark tests of newly-evaluated data of $$^{235}$$U for CIELO project using integral experiments of uranium-fueled FCA assemblies

福島 昌宏; 北村 康則*; 横山 賢治; 岩本 修; 長家 康展; Leal, L. C.*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.605 - 619, 2016/05

本研究は、CIELOプロジェクトにおいて再評価された$$^{235}$$Uの核データの積分評価に関するものである。$$^{235}$$Uの捕獲断面積に感度を有するFCA XXVII-1炉心のナトリウムボイド反応度実験データ及び系統的なスペクトル場におけるFCA IX炉心の臨界性データを活用して積分評価を実施した。本積分評価により、$$^{235}$$Uの共鳴パラメータに関する今回の再評価が妥当であることを示した。一方で、共鳴領域より高いエネルギーでの$$^{235}$$U捕獲断面積に関しては更なる検討の必要性を示した。

論文

Benchmark models for criticalities of FCA-IX assemblies with systematically changed neutron spectra

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.406 - 424, 2016/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.38(Nuclear Science & Technology)

New benchmark models with respect to criticality data are established on the basis of seven uranium-fueled assemblies constructed in the ninth experimental series at the fast critical assembly (FCA) facility. By virtue of these FCA-IX assemblies where the simple combinations of uranium fuel and diluent (graphite and stainless steel) in their core regions were systematically varied, the neutron spectra of these benchmark models cover those of various reactor types, from fast to sub-moderated reactors. The sample calculations of the benchmark models by a continuous-energy Monte Carlo (MC) code showed obvious differences between even the latest versions of two major nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. The present benchmark models would be well-suited for assessment and improvement of the nuclear data for $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, graphite, and stainless steel. In addition, the verification of the deterministic method was performed on the benchmark models by comparison with the MC calculations. The present benchmark models are also available to users of deterministic calculation codes for assessment and improvement of nuclear data.

論文

Count-loss effect in subcriticality measurement by pulsed neutron source method, 2; Proposal for utilization of neutron detection system operated in current mode

北村 康則; 福島 昌宏

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(6), p.801 - 810, 2015/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:27.12(Nuclear Science & Technology)

It was pointed out in the previous paper that the neutron decay constant determined by the pulsed neutron source method that employs the neutron detection system operated in the pulse mode is expected to be biased owing to the count-loss effect even when the intensity of pulsed neutron source is not high. To avoid this difficulty, by paying attention to the current mode that is inherently free from the count-loss process, the pulsed neutron source method with neutron detection system operated in the current mode was proposed. Using this method, not only the neutron decay constant but also the absolute value of subcriticality are obtained when a proper time constant of neutron detection system is selected.

報告書

FCA-IX炉心におけるTRU核種の核分裂率比に関するベンチマーク問題の整備

福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則

JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。

論文

Uncertainty analysis of temperature effect on reactivity in very high temperature reactor critical assembly and establishment of biases for benchmark models

北村 康則; 江口 悠太

Nuclear Science and Engineering, 178(3), p.401 - 413, 2014/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

A series of integral reactor physics experiments conducted at the Very High Temperature Reactor Critical Assembly (VHTRC) was analyzed and assembled into a benchmark through an extensive peer-review process under the International Reactor Physics Experiment Evaluation Project (IRPhEP). This benchmark provides the experimental data with respect to criticalities of 7 core configurations and temperature effect on reactivity up to 200$$^{circ}$$C with explicit experimental uncertainties newly evaluated. It further presents the benchmark models and corresponding values with proper simplification, so that it can be utilized by reactor designers for validating their analytical tools employed to design next-generation reactors and for establishing the safety basis for operation of those reactors.

論文

Neutronic characteristics of lead-bismuth in KUCA A core for accelerator-driven system

菅原 隆徳; 大泉 昭人; 北村 康則; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物中のマイナーアクチノイド(MA)を核変換することを目的として、加速器駆動核変換システム(ADS)の研究を行っている。原子力機構で検討しているADSは、鉛ビスマス(LBE)冷却型ADSである。LBE冷却型ADSの核特性解析においては、核変換の対象であるMAだけでなく、冷却材のPbの核データの影響が大きいことが指摘されている。そこで本研究では、京都大学原子炉実験所臨界集合体KUCAのA架台において、AlのプレートをPbもしくはLBEプレートに置換した際のサンプル価値反応度を測定し、計算値との比較を行った。Pb同位体およびBiの核データの検証を目的に実験と解析結果を比較したところ、Pbの反応度価値に関してはJENDL-4.0を使用した解析結果が実験値を良く再現することがわかった。一方、Biについては、LBEのサンプル反応度価値の値が非常に小さく、解析値との比較が困難であった。今後、Biを対象とした同様の実験を行う場合には、置換するプレート枚数を増やすなどの対応が必要である。

論文

Count-loss effect in subcriticality measurement by pulsed neutron source method, 1; Investigation on count-loss effect in determination of neutron decay constant

北村 康則; 福島 昌宏

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(6), p.752 - 765, 2014/06

AA2013-0401.pdf:0.67MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:35.77(Nuclear Science & Technology)

The count-loss effect in determination of neutron decay constant by pulsed neutron source method was investigated. It was found that overestimation of neutron decay constant due to count-loss effect is seen while underestimation appears superiorly as the intensity of pulsed neutron source is getting higher. It was further demonstrated that the well-known count-loss correction procedures are not effective for overestimation although they suppress underestimation. Therefore, the pulsed neutron source method should be modified so as to have robustness against the count-loss effect.

論文

Correction of count-loss effect in neutron correlation methods that employ single neutron counting system for subcriticality measurement

北村 康則; 福島 昌宏

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(6), p.766 - 782, 2014/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

It is well-known that the count-loss effect causes a serious difficulty to the neutron correlation methods that employ a single neutron counting system, e.g., the variance-to-mean and the auto-correlation methods, since it deteriorates the information extracted from the subcritical reactor system. New formulae of variance-to-mean and auto-correlation methods were hence obtained on the basis of a rigorous theoretical approach for treating the count-loss process. It is expected that the present formulae work better than conventional ones for determination of neutron decay constant.

論文

Measurement and analysis of reflector reactivity worth by replacing stainless steel with zirconium at the fast critical assembly (FCA)

福島 昌宏; 北村 康則; 安藤 真樹; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(10), p.961 - 965, 2012/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Zirconium alloy instead of stainless steel (SS) has been considered as an effective reflector to improve the neutron economy in the experimental fast reactor JOYO. The aim of the present study is to demonstrate the effectiveness of the zirconium (Zr) reflector compared with the SS reflector in a fast reactor core. The FCA-XXVIII-1(3) core was built at the fast critical facility (FCA) and the reflector reactivity worth was measured by replacing SS with Zr at the peripheral region of the core. The experimental result of the positive reflector reactivity worth demonstrates the effectiveness of the Zr reflector compared with the SS reflector in the fast reactor core. This paper also focuses on the validation of standard calculation methods used for fast reactors with JENDL-4.0. As a result, it is confirmed that the standard calculation methods for the reflector reactivity worth show agreement within the experimental error.

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.306 - 311, 2011/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculated to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

論文

Pulse neutron experiment for accelerator-driven system, 2

西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 北村 康則; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2009, P. 201, 2010/10

パルス中性子源(PNS)実験に対する回帰分析法が、加速器駆動炉の未臨界度監視のために開発されてきた。この分析法は、高繰り返しなど条件が悪く、$$alpha$$フィッティング法で遅発成分を決定することが困難な実験条件に対しても適用可能である。本研究では、KUCA-A炉心で幾つかの未臨界度と幾つかのDT中性子源周期を組合せた実験を行い、回帰分析法を検証した。その結果、低繰り返しにおいて、$$k$$$$_{eff}$$と計数率について、実験値と解析値の差がみられた。今後バックグラウンドの影響評価が必要である。

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC Subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculation to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility which is another fast critical assembly in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

論文

Diagnostics system of JT-60U

杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:96.97(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。

口頭

ADSの未臨界管理

北村 康則

no journal, , 

加速器駆動未臨界炉(ADS)における安全性は、炉心部が未臨界状態であることが必須であり、設計の段階で十分担保された炉心の未臨界状態を監視する技術の確立が求められている。そこで本研究では、未臨界度測定法の1つである中性子相関法に基づく未臨界監視技術の検討を行った。その結果、同技術を用いることにより、未臨界度が変化した場合、それを検知できる可能性があることが示された。また、他の未臨界度測定法(中性子源増倍法)に基づく未臨界監視技術において問題となっている核破砕中性子源からの中性子発生量の変化については、その影響を受けにくいことが示された。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-5; FCA実験計画

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 北村 康則; 安藤 真樹; 山根 剛; 森 貴正; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*

no journal, , 

高速炉実機において、反応度フィードバック効果を未臨界状態にて精密測定することが可能な反応度計測システムを開発することを目指している。未臨界反応度計測法として考案した炉雑音法と修正中性子源増倍法を組合せたシンセシス法について、実機炉心への適用性を検証するために、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いた実証試験を計画した。本発表では、FCA実験体系の概要と実験計画について報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-1; 全体計画

岡嶋 成晃; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*; 山根 剛; 森 貴正; 北村 康則; 福島 昌宏; 北野 彰洋; 安藤 真樹; et al.

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる測定技術を開発し、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて実証するとともに、その技術に基づく実機の計測システムの提案を文部科学省のエネルギー対策特別会計委託事業として実施している。本発表では、その研究の背景と目的,研究の概要を報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-2; 大容量時系列データ高速処理システムの開発

北村 康則; 山根 義宏*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 山根 剛

no journal, , 

近年、炉雑音データ測定システムとして、中性子検出パルスの発生時刻の時系列データを取得する方式のものが使用されることが多くなっている。しかし、それらは、熱中性子炉未臨界状態において使用することを想定して設計開発されたものであるため、高速炉実機未臨界状態における反応度フィードバック精密測定技術の開発を目指す本研究において使用するには、十分な性能を持っているとは言い難かった。そこで、新しい大容量時系列データ高速処理システムの開発を実施した。今回の大容量時系列データ高速処理システムの開発では、高速アンプやディスクリ回路等の内部電気信号処理部の全面的な見直しを行った。その結果、大容量時系列データ高速処理システムでは、高速炉未臨界状態における炉雑音データを取得するうえで十分な時間分解能である20n秒を達成することができた。また、独立な4つの入力チャンネルを装備することで、空間依存性等の検証に有効な複数検出器同時測定も可能となった。さらに、新規に設計開発した専用データバスを介し、測定中に、随時、取得データを大容量コンパクトフラッシュディスクに転送することで、最大処理能力の向上と大容量化が達成できた。

口頭

$$^{235}$$U捕獲断面積検証のためのFCA臨界実験と実験解析

久語 輝彦; 北村 康則; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 山根 剛; 岡嶋 成晃

no journal, , 

$$^{235}$$Uの分離共鳴領域の捕獲断面積の積分的評価に資する炉物理実験データを取得するために、FCAにおいてウラン炉心のNaボイド反応度等、$$^{235}$$Uの共鳴領域に感度を持つ炉物理実験を実施した。最新の核データライブラリJENDL-4.0を含め、種々のライブラリを用いて実験解析を実施した。Naボイド反応度については、BFSでの傾向と同様に、JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0及びJEFF-3.1の計算値は過小評価した。FCAで新たに測定したNaボイド反応度は、Na散乱断面積の影響は小さく、$$^{235}$$U捕獲断面積に大きな感度を有している。特に、$$^{235}$$U捕獲断面積に関して数100eVから数keVのエネルギー領域の寄与が大きく、この領域の断面積の検証に有効である。本実験結果はベンチマーク化され、OECD/NEA/NSCの核データ評価協力ワーキングパーティWPECのサブグループ29での$$^{235}$$Uの捕獲断面積の再評価に活用される。

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