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論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{241}$$Am sample in water-moderated low-enriched UO$$_2$$ fuel lattices at TCA

櫻井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*; Liem, P. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.816 - 825, 2011/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.31(Nuclear Science & Technology)

The reactivity worths of 22.82 grams of $$^{241}$$Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO$$_2$$ fuel lattices in seven cores of the Tank Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of $$^{241}$$Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data with a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the $$^{241}$$Am capture cross-section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the $$^{241}$$Am capture cross-section of JENDL-3.3 by 25 $$sim$$ 30%.

報告書

JRR-3高性能冷中性子源装置の検討

熊井 敏夫; Liem, P. H.*; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2002-023, 49 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-023.pdf:2.1MB

冷中性子束を増加するために、冷中性子源装置(CNS)の減速材容器(セル)の高効率化を検討してる。高効率化では、冷中性子束の発生に影響するセルの形状,寸法,材料等のパラメータを組み合わせたケースについて、高い冷中性子束のセルを求めるサーベイ計算をMCNPを用いて行った。また、冷中性子束の大きなセルについて製作性,設置性,運転性等も考慮して、その基本仕様を検討した。この結果、現状比約2倍の冷中性子束が得られる船底形セルのモデルを得た。このモデルでは、既存水筒形セルの液体水素厚さを50mmから25mmに、材料をステンレス鋼厚さ0.8mmからアルミニウム合金厚さ1.0mmに、冷中性子取出面形状を凸から凹に変える等の変更を行っている。今後、船底形セルのJRR-3への適用にあたっては使用条件下における核発熱・温度解析,熱流動実験等を予定している。

口頭

ホウ素中性子捕捉療法のためのInverse-Planning Systemの基盤技術の開発

熊田 博明; 山本 和喜; Liem, P. H.*

no journal, , 

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の実施においては、事前の線量評価に基づいて適切な照射条件を導くことが必要である。原子力機構で開発したJCDSをはじめ、従来の線量計画システムでの照射条件導出方法は、患者の医療画像をもとに作成した計算モデルに対して、種々の計算条件をパラメータとして輸送計算を実行し、この結果に基づく線量評価結果を比較して適切な照射条件を選定している。しかしこの方法では、多くのパラメータに対して計算を実施する必要がある。これを踏まえ原子力機構では、JCDSの線量評価技術に随伴線束計算技術を組合せ、効率的に最適照射条件を導出できるInverse Planning System(BNCT-IPS)の開発を進めている。JCDSが作成したボクセルモデルに対して随伴線束分布を算出し、この計算結果を解析することによって、患者に対してビームを入射させる位置,中性子スペクトル等の情報を導き出す。このシステムの基盤である随伴線束計算による照射条件導出方法とシステムのプロトタイプについて報告する。

口頭

TCAにおけるAm-241サンプル反応度試験,2; 試験炉心の解析及びAm-241断面積の感度解析

安藤 良平*; 山本 徹*; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 森 貴正; Liem, P. H.*

no journal, , 

軽水臨界実験装置TCAで行われたAm-241サンプル反応度試験炉心を対象に、核データライブラリJENDL-3.3を用いて、3次元輸送解析(SRAC-THREEDANTコード)及びMVPコードによる予備的解析を行い、Am-241サンプル反応度価値を求め測定値と比較した。また、計算値に対するAm-241の捕獲断面積の感度解析を行った。

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