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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

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%.

論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{237}$$Np sample in cores of TCA and FCA

桜井 健; 森 貴正; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*; 須崎 武則*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(6), p.624 - 640, 2009/06

Measurements and analyses were performed for the reactivity worth of $$^{237}$$Np oxide sample of 22.87 g in seven uranium cores at Tank Type Critical Assembly(TCA) and two uranium cores at Fast Critical Assembly(FCA) in Japan Atomic Energy Agency. The cores at TCA provided neutron spectra from thermal to resonance energy regions. Two cores of FCA, XXI and XXV, provided a hard spectrum of fast reactor and a soft spectrum in the resonance energy region, respectively. The analyses were made with the JENDL-3.3 nuclear data by a Monte Carlo method for the TCA cores and by a deterministic method for the FCA cores. A sensitivity analysis was also made to estimate the error of reactivity worth due to those of JENDL-3.3 nuclear data. The error of calculation to experiment ratio(C/E) of reactivity worth was estimated from the error of measurement, the statistical error in the Monte Carlo calculation and the error due to those of the nuclear data, among which the contribution from the error of $$^{237}$$Np capture cross section was dominant in the cores except FCA XXV. The calculation underestimates the measurement by 3 to 9 %. This underestimation, however, is within the error of C/E at three $$sigma$$ level.

論文

Comparison of thermal neutron distributions within shield materials obtained by experiments, SN and Monte Carlo code calculations

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 須崎 武則; 広瀬 秀幸

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.284 - 289, 2005/12

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

加速器遮蔽材内の熱中性子分布は放射化分布と密接な関係があり、加速器を更新するうえで重要な考慮点である廃棄物区分上もますます計算精度の重要性は高くなっている。しかしSN法とモンテカルロ法では得られる結果に若干の差が認められ、その原因を探るために、黒鉛パイルや水プールでの実験結果と計算結果とを比較検討した。

論文

Benchmark experiments of thermal neutron and capture $$gamma$$-ray distributions in concrete using $$^{252}$$Cf

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 151(2), p.251 - 259, 2005/10

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

近年、経済的な観点から加速器などの遮蔽設計にますます厳密さが求められている。また、放射性廃棄物の区分を円滑に進めるために放射化物の強度分布を正確に評価する必要がある。そのためには重遮蔽における中性子及び捕獲$$gamma$$線分布を精度よく評価する必要がある。そこで、最近公開された核データと従来より使用されている核データライブラリーを用いて熱領域で大きく異なる2種類の郡構造を持つ断面積データを作成し、SN法による比較計算を実施した。また、コンクリート内での熱中性子分布測定結果及び$$gamma$$線線量分布測定結果と比較することにより計算手法の確認を行った。

報告書

Effects of volume fraction and non-uniform arrangement of water moderator on reactivity

Cao, X.; 須崎 武則; 久語 輝彦; 森 貴正

JAERI-Tech 2003-069, 36 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-069.pdf:3.77MB

燃料棒の貯蔵と輸送に関する臨界安全性の観点から、日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCAを用いて、水ホールの大きさ,水ギャップ幅,軽水対燃料体積比及び軽水減速材の非一様配置の反応度への影響を評価する実験が行われている。本研究では、軽水減速材の体積比率と非一様配置の反応度への影響を水位反応度差法により評価するとともに、SRACコードを用いて解析評価した。実験値と解析値の持つ誤差、特に解析におけるエネルギー群モデルについて検討した。17群モデルを用いた拡散計算による解析結果は実験結果と最大数十セント以内で良い一致を示した。

報告書

Analytical study of two-region TCA critical experiments with PWR-type MOX fuel by using Monte Carlo code MVP

Rahman, M.*; 須崎 武則; 森 貴正

JAERI-Research 2003-007, 68 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-007.pdf:2.48MB

原研のTCAにおいてPWR型MOX燃料を含む炉心を用いて実施された一連の臨界実験について解析を行った。炉心中央にテスト格子として10$$times$$10本の4.91%富化MOX燃料棒を水対燃料体積比2.40又は2.96にて配列し、周囲に臨界調整用ドライバ領域として2.6%濃縮UO$$_{2}$$燃料棒を水対燃料体積比1.50にて配列した。核分裂性Puの含有率は91.4%であった。可溶性ほう素を309.4及び554.0ppm混入した2種の炉心,テスト格子中に等間隔で4個の水ホールを設けた炉心、及び中心に十字型水ギャップを有する炉心を含む6種の炉心について、臨界水位,MOX領域の出力分布、及び金線放射化率分布が測定された。これらの実験値に対応して、実効増倍率,核分裂率分布、及び金の捕獲反応率分布の計算を、連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び2種の核データJENDL3.2及びJENDL3.3を用いて行った。計算結果は、実効増倍率について0.27%以下,出力分布について3.0%以下、全領域にわたる熱中性子放射化率分布について5.9%以下、及び炉心領域の熱外中性子放射化率分布について4.3%以下の差で実験値と一致した。

報告書

軽水炉使用済燃料の燃焼度クレジットに関する技術開発

中原 嘉則; 須山 賢也; 須崎 武則

JAERI-Tech 2000-071, 381 Pages, 2000/10

JAERI-Tech-2000-071.pdf:17.6MB

使用済燃料の貯蔵施設等の臨界安全設計における経済性向上を目的に、科学技術庁からの委託により燃焼度クレジット導入に関する技術開発「軽水炉使用済燃料臨界安全管理技術開発」を平成2年度から平成11年度まで実施した。本報告は、上記事業の成果をまとめたものである。本技術開発では、商用PWR/BWR燃料を使用した使用済燃料棒の軸方向ガンマスキャン測定、一部燃料資料の放射化学分析による核種組成の精密定量、及び集合体の未臨界実験を行い多くの実測データを取得した。また、これらの測定データを使用して燃焼/臨界計算コードの検証、$$gamma$$線測定による燃焼度評価、及び貯蔵容器等の安全裕度を検討した。

報告書

TCAを用いた低減速スペクトル炉臨界実験計画

嶋田 昭一郎*; 秋江 拓志; 須崎 武則; 大久保 努; 碓井 修二*; 白川 利久*; 岩村 公道; 久語 輝彦; 石川 信行

JAERI-Research 2000-026, 74 Pages, 2000/06

JAERI-Research-2000-026.pdf:4.07MB

原研では軽水炉技術高度化研究の一環として、ウラン資源の有効利用、プルトニウムの多重サイクル、及び高燃焼度・長期サイクル運転等の広範囲なニーズに対応するため、軽水炉型低減速スペクトル炉を今後のエネルギーシステムの中核と位置づけて研究開発を進めている。低減速スペクトル炉は現在、概念の想像段階にあるが、今後はその成立性につき確認する必要がある。成立性の条件として、まず核設計上の2つの重要な設計要求である、転換比が1.0以上、ボイド係数が負という条件を臨界実験等によって確認する必要がある。そこで、これまでに諸外国及び原研で行われた低減速スペクトル炉に有効と考えられる実験についてレビューし、現在使用可能なデータはほとんど存在せず、新たな臨界実験の必要性を確認して、原研のTCA臨界実験装置を用いたMOX臨界実験を計画した。TCAはタンク型の軽水臨界実験装置である。低減速スペクトル炉の臨界実験のためにはMOX燃料を用意する必要があり、さらにMOX燃料使用のため実験装置の改良が必要である。本レポートは臨界実験の概略計画を立て、予備解析を行い臨界実験に必要なMOX燃料棒数と種類の概略値を求め、またMOX燃料を使用する実験方法について考察して、必要な実験施設の変更に関して検討したものである。

論文

Precise determination of $$beta$$$$_{eff}$$ for water-moderated U and U-Pu cores by a method using buckling coefficient of reactivity

須崎 武則; 桜井 淳; 中島 健; 堀木 欧一郎*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.386 - 394, 1999/00

実効遅発中性子割合$$beta$$$$_{eff}$$のベンチマークデータを取得するため、反応度のバックリング係数を用いる新しい方法を提案し、この方法を水対燃料体積比の異なる4種のU炉心及びMOX燃料領域の大きさの異なる3種のU-Pu炉心に対して適用した。TCAに構成したこれらの炉心について、レーザー水位計と反応度計を用いた水位反応度の精密測定からドル単位のバックリング係数を求めた。また、この係数が水位に依らず一定であることを利用して、広範な水位変化に伴う反応度の高精度モンテカルロ計算結果から$$Delta$$k/k単位のバックリング係数を求めた。$$beta$$$$_{eff}$$は両者のバックリング係数の比として評価される。その値を、JENDL3.2ライブラリを用いた通例の方法による$$beta$$$$_{eff}$$計算結果と比較したところ、全炉心について計算値と評価値は3%以内の差で一致し、熱中性子炉に関する同ライブラリの遅発中性子定数の妥当性が示された。

論文

Measurement of criticality properties of a BWR spent fuel assembly

須崎 武則; 須山 賢也; 金子 俊幸*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 4, p.1386 - 1393, 1999/00

軽水炉使用済燃料の臨界性評価手法の検証に必要な実験データを取得するため、集合体平均初期濃縮度3%、燃焼度33.4GWd/t、冷却時間6年の8$$times$$8型BWR使用済燃料集合体を用いて指数実験を行い、集合体軸方向の指数減衰定数を軸方向約10か所で測定した。解析計算では、まず、初期組成と燃焼履歴を用いた燃焼計算の結果に対して破壊測定結果を参照した補正をほどこすことにより、集合体軸方向の組成分布を求めた。次いでこの組成分布を用いて、固定中性子源を有する体系に関する3次元拡散計算を行い、測定値に対応した軸方向指数減衰定数を求めた。測定値と計算値は全ケースについて3%以下の差で一致し、核データライブラリJENDL3.2を用いた上記計算手法の妥当性と燃焼度クレジットへの適用可能性が示された。

論文

臨界集合体の現状と将来利用; 今後果たすべき役割の検証と展望,2,各施設の報告,2.2,TCA

須崎 武則; 堀木 欧一郎*

日本原子力学会誌, 40(4), p.257 - 259, 1998/00

前回、日本原子力学会誌でわが国の臨界集合体に関する特集が組まれてから約9年が経過し、この間にJMTRC,VHTRCが停止され、今、KUCA,TCA及びFCAの運転維持方策が検討されつつある。今回の特集では次の2点を報告する。1.TCAは軽水型の装置として、これまで、軽水炉・燃料サイクル研究及び炉物理教育研修に活発に使用されてきた。2.将来利用に関しては、(1)教育研修における原子炉シミュレータや出力炉とは異なる面での有用性、(2)軽水炉でのプルトニウム利用と関連燃料サイクルにおける臨界実験の必要性、(3)今後原子力利用を拡げようとしている近隣アジア諸国等との共同実験の必要性、等を再評価し、運転継続をはかるべきであると提言している。

論文

Measurements and analyses of reactivity effect of fission product nuclides in epithermal energy range

山本 俊弘; 桜井 淳; 須崎 武則; 新田 一雄*; 星 良雄; 堀木 欧一郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(12), p.1178 - 1184, 1997/12

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

主要な核分裂生成物元素であるRh,Cs,Nd,Sm,Eu,Gdの熱外中性子領域での断面積評価に利用可能な実験データを示す。TCA(Tank-type Critical Assembly)の炉心中心に挿入されたカドミウム被覆の容器に純水と核分裂生成物元素を含む水溶液を入れたときの臨界水位の差から反応度効果を求めた。それらの値は実験誤差と比べて有意な値であった。随伴熱中性子束はカドミウムカットオフエネルギー以下では容器内で大きく低下するので、熱外中性子領域での反応度効果を測定することができる。この実験に対する解析をSRACコードシステムと中性子輸送計算コードTWOTRANを用いて行った。核分裂生成物元素の反応度効果の計算には厳密摂動論を用いた。JENDL-3.2及びENDF/B-IVを用いて計算した反応度効果を測定値と比較したところ、JENDL-3.2は妥当な結果を与えた。

報告書

Measurement of reactivity worths of Sm,Cs,Gd,Nd,Rh,Eu,B and Er aqueous solution samples

小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-088.pdf:0.86MB

使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験

筒井 広明*; 大久保 雅章*; 井頭 政之*; 堀木 欧一郎*; 須崎 武則

JAERI-Review 97-014, 43 Pages, 1997/10

JAERI-Review-97-014.pdf:1.2MB

日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-type Critical Assembly)は軽水炉の炉物理研究のための施設である。本書は、今後のTCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験を実施する上で参考とするため、1996年8月26日から30日まで同施設を用いて行われた東京工業大学の大学院生実験のテキストを整理したものである。本レポートでは、炉物理実験の基礎となる(1)臨界近接、指数実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全性価値の測定について、その実験原理、実験手順、結果の解析手法について述べている。

論文

中性子反応の平均距離と平均時間

須崎 武則

日本原子力学会誌, 39(6), p.480 - 481, 1997/06

標題の炉物理量に関する誤った解釈が日本原子力学会誌に掲載されて以来、当該論文に関する議論がいくつか同誌上でなされているが、未だ結着を見ていない。本論文は、原子炉物理の最も基本的な量である標題の量について、素過程をふまえたできるだけ厳密な導出を行い、関連研究者間の正しい議論に資することを目指したものである。

報告書

TCAでのFP核種中性子断面積積分評価用臨界実験のMCNP 4Aによる解析; ベンチマーク問題の作成

桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12

JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB

原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験

加藤 之貴*; 筒井 広明*; 井頭 政之*; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*

JAERI-Review 96-010, 40 Pages, 1996/08

JAERI-Review-96-010.pdf:1.14MB

本書は、1994年8月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学・大学院の院生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)指数実験、(2)臨界近接実験、(3)中性子束分布の測定、(4)出力分布の測定、(5)燃料棒価値分布の測定、(6)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

論文

臨界安全性研究の現状; 第5回臨界安全性国際会議ICNC'95から

仁科 浩二郎*; 小林 岩夫*; 三好 慶典; 須崎 武則; 奥野 浩; 野村 靖; 三竹 晋*; 板垣 正文; 外池 幸太郎; 角谷 浩享*; et al.

日本原子力学会誌, 38(4), p.262 - 271, 1996/00

第5回臨界安全性国際会議ICNC'95が1995年9月に米国アルバカーキにて開催された。参加者は17ヶ国から計約300名、発表は約150件あった。今回の会議では、これまではよく知られていなかった旧ソ連の臨界実験施設、臨界安全研究のほか、臨界事故について初めて報告された。そのほか、燃焼度クレジット、動特性解析などで地道な研究の進歩が見られた。本稿では、このようなICNC'95での発表を通じて臨界安全性研究の現状を解説する。

論文

Measurement of reactivity worths of natural Sm, Cs, Gd, Nd, Rh, Eu, B and Er

小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00

燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO$$_{2}$$燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm$$times$$4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、CsNO$$_{3}$$、Gd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Nd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Rh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Eu(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。

論文

Attempt of subcriticality measurement by high-energy gamma-ray detecting source multiplication method

須崎 武則; 桜井 淳; 片倉 純一; 小橋 昭夫*; 石谷 和己*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L130 - L136, 1996/00

核燃料施設の未臨界監視法として、新たに、核分裂にともなう即発$$gamma$$線を主とする高エネルギー$$gamma$$線に着目する方法を提案した。未臨界度としては、従来の直接測定不可能なK$$_{eff}$$とは別に、実際の中性子源付き体系での中性子バランスに基づく量を定義した。TCAにおいて、深い未臨界から近臨界までの炉心に対してこの手法を適用した結果、実験値とモンテカルロ法による計算値がファクター2の範囲で一致することが確かめられた。この手法では、透過性の高い高エネルギー$$gamma$$線を計測するため、測定対象の燃料条件等への依存性が小さく、現場での監視法として適当であると考えられる。

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