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論文

Whole core analysis of BEAVRS benchmark for hot zero power condition using MVP3 with JENDL-5

鈴木 求*; 長家 康展

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.177 - 191, 2024/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

最新版の日本の評価済み核データライブラリJENDL-5の公開とともに、高温ゼロ出力条件にBEAVRSベンチマークの核特性パラメータに対するJENDL-5の予測精度を評価した。臨界性、制御棒バンク価値(CRW)、等温温度係数(ITC)、炉心内検出器信号を計算し、実験値と比較した。臨界性については、実験値に対する計算値の比(C/E値)が1.0001から1.0045であった。断面積データをJENDL-4.0u1からJENDL-5に置き換える感度解析により、$$^{1}$$H, $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, and $$^{16}$$Oが臨界性に大きな影響を与えることがわかった。個々のCRWは50pcm以内の差異で一致し、全CRWは100pcm以内で一致した。$$Delta T$$=5.56Kとした場合のITCは実験値を負の方向に過大評価し、$$Delta T$$=2.78Kとした場合のITCは1標準偏差以内で実験値と一致した。軸方向の検出器信号は、最大相対誤差が4.46%で、二乗平均平方根誤差が2.13%であった。JENDL-4.0u1とJENDL-5を用いた計算値の際についても調査した。

論文

Development of the method to assay barely measurable elements in spent nuclear fuel and application to BWR 9$$times$$9 fuel

須山 賢也; 内山 軍蔵; 深谷 洋行; 梅田 幹; 山本 徹*; 鈴木 求*

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.47 - 56, 2015/00

使用済燃料中に含まれる核分裂生成物の中には、中性子吸収効果の大きな安定な同位体がある。しかしながら、それら重要な同位体の中には、分析測定が困難であるものがあることが知られており、世界的に見ても関連するデータが少ない状況にあった。日本原子力研究開発機構では、原子力安全基盤機構からの受託研究により、2008年から4年間にわたって分析測定が困難な、中性子吸収断面積の大きな核分裂生成生物の測定方法の開発を行った。簡便かつ効率的な元素分離スキームと高感度高精度な誘導結合プラズマ質量分析装置を組み合わせた分析方法を確立し、BWR 9$$times$$9型燃料集合体を対象とした測定試験に適用した。この技術は、東京電力福島第一原子力発電所事故への対応にも応用可能であり、今後BWR及びPWR燃料を対象とした測定試験が計画されている。本報告では開発した測定方法と適用試験の概要と共に、今後の原子力機構における試験計画の概要について述べる。

口頭

FCAを用いた軽水炉MOX炉心のドップラー反応度測定試験,2; ウラン炉心におけるウランサンプル測定試験データの解析

鈴木 求*; 山本 徹*; 安藤 良平*; 中島 鐵雄*; 安藤 真樹; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

no journal, , 

軽水炉MOX炉心のドップラー反応度の解析精度の評価に資するデータを取得することを目的に、FCAにおいてウラン及びプルトニウムサンプルを用いたドップラー反応度測定を実施中である。これまでウラン炉心におけるウランサンプルの測定結果が得られており、この測定データの解析について、解析モデル及び条件等に対するパラメータサーベイを実施した。その結果、ウランサンプルのドップラー反応度側定データについて、解析条件・モデル等が計算結果に及ぼす影響について定量的な知見を得た。

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