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前田 茂貴; 青山 卓史
Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2001), P. 8P7(566), 2001/00
使用済燃料の崩壊熱を精度良く把握することは、原子炉冷却系や使用済燃料の貯蔵、取扱等の設備の設計において重要であり、「常陽」では実際の使用済MOX燃料を用いて崩壊熱デ-タを蓄積し、それを基に解析法を検証している。今回、集合体平均燃焼度約6.6万MWd/tのMK-II炉心燃料集合体の崩壊熱を測定し、冷却期間40
385日における実測値として1446
2430018Wを得た。また、ORIGEN2及び炉心管理コ-ドシステムを用いて、照射位置の中性子スペクトルを反映した燃焼・崩壊熱計算を行った結果C/E=0.940.89が得られ、冷却期間が長くなるにつれてC/Eが低下する傾向がみられた。長期間冷却後では、全崩壊熱に占めるFP崩壊熱の割合が低下するため、ここでC/Eが低下することは、アクチニドの崩壊熱誤差が要因の一つとして考えられる。
前田 茂貴; 田渕 士郎; 青山 卓史
Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2001), P. 10P6(568), 2001/00
JASPER等のクリ-ン炉心の遮へい実験解析においては、FPを考慮する必要がなく、また、もんじゅや大型炉の遮へい設計においては、FPの影響より大きい不確かさを補正因子に取入れた設計評価を行っており、FPを考慮していなかった。このように、これまでの遮へい計算用の群定数にFPの断面積が収録されていないため、本研究ではランプ化FP断面積を作成し、高速実験炉「常陽」を対象としてFPが遮へい計算に与える影響を評価した。作成したランプ化FP断面積を炉心計算用の炉定数と比較した結果、概ね両者は一致し、妥当性を確認した。また、ランプ化FP断面積を追加した遮へい定数と従来の(FPを考慮しない)定数を用いた場合の輸送計算結果の比較により、「常陽」のような小型高速炉心では、燃焼が進んでも中性子束への影響は高々12%であり、従来の遮へい評価が概ね妥当であることが確認された。
Ho(n,
Ho Reaction using a Two-Step Irradiation Technique加藤 敏郎; 中村 詔司; 古高 和禎; 原田 秀郎; 馬場 務
Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2001), 0 Pages, 2000/00
長寿命FP核変換研究に必要な基礎データを得るために、166mHo(n,)167Ho反応の熱中性子吸収断面積及び共鳴積分値を二段階照射による放射化法により測定した。0.1mgのnatHo箔をターゲットとして用いた。照射実験は京都大学原子炉実験所にて行った。先ず、第一段階照射では、炉心内にて長期間照射し、165Ho(n,)反応により166mHoを生成させた。生成された166mHoの量は、高純度Ge検出器を用いて166mHoからの線を測定することにより求めた。第二段階照射では、166mHoを含む照射済みHo箔を、更に気送管(Pn-2)にてCd遮蔽を用いる場合と用いない場合とで、それぞれ30分及び10分間照射し、166mHo(n,)167Ho反応により半減期3.1時間の167Hoを生成させた。気送管照射における照射位置での中性子束をモニタするために、Au/Al及びCo/Al合金線をHoタ