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論文

Real time $$alpha$$ value measurement with Feynman-$$alpha$$ method utilizing time series data acquisition on low enriched uranium system

外池 幸太郎; 山本 俊弘; 渡辺 庄一; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.177 - 182, 2004/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.33(Nuclear Science & Technology)

未臨界度監視システムの開発の一環として、検出器信号を時系列データとして収録する機能とファインマン・アルファ法によりアルファ値を評価する機能を一つのシステムとして構築し、STACYの非均質体系の動特性パラメータ(アルファ値)の測定を行った。本システムには橋本の階差フィルターが組み込まれており、臨界状態における測定も可能である。本システムによる測定結果はパルス中性子法による測定と一致した。

論文

Present Status of Monte Carlo Seminar for Sub-criticality Safety Analysis in Japan

桜井 淳; 野尻 一郎*

JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10

本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。

論文

Revised data for 2nd version of Nuclear Criticality Safety Handbook/Data Collection

奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典

JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10

この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k$$_{rm inf}$$, M$$^{2}$$, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。

論文

Improvements to SFCOMPO; A Database on isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; Nouri, A.*; 望月 弘樹*; 野村 靖*

JAERI-Conf 2003-019, p.890 - 892, 2003/10

同位体組成データは、照射済燃料の燃焼計算の検証に必要とされるデータである。2002年9月より、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、照射済燃料同位体組成データベースSFCOMPOを運用してきた。本報告では、SFCOMPOの最新版の状況とOECD/NEAでの今後の開発計画を報告する。

論文

Current Status of PIE Activities in O-arai Engineering Center of JNC on FBR MOX Fuel

小山 真一; 逢坂 正彦; 滑川 卓志; 伊藤 正彦

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2003), 0 Pages, 2003/10

ICNC2003(臨界安全に関する国際セミナー)のPIEに関わる特別セッションにおいて、核燃料サイクル開発機構・大洗の照射後試験施設及び技術の概要を、これまでに得ていられる代表的なPIEデータとともに報告する。 測定誤差4%内で取得される照射済燃料の燃焼率は、炉心管理データとして反映され、解析ツールの開発やPIE実施に寄与している。また、照射済MOX燃料中のマイナーアクチニド元素(Np、Am)分析により、照射に伴う組成変化を基に、高速炉における核変換特性を明らかにした。

論文

Study on the Detection of the Criticality Accident Alarm Systems and Area Monitors

清水 義雄; 岡 努

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2003), p.858 - 862, 2003/00

MCNP4C-ANISNの接続計算による臨界事故時評価手法を用いて、臨界事故発生時における臨界警報装置検出器及び中性子またはガンマ線エリアモニタにおける検知の可能性を検討した。

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