Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
/l in U-Pu mixed cores中島 健; 須崎 武則; 小林 岩夫*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.7.36 - 7.41, 1995/00
軽水減速U-Pu混合炉心の臨界量及び実効遅発中性子割合()の即発中性子寿命(l)に対する比を測定した。この実験では、Pu領域寸法の異なる4種類の炉心を構成した。臨界量データとしては、臨界水位を測定した。/l比は、パルス中性子法により求めた。SRACコードシステムとJENDL-3.2ライブラリを用いた計算は過小評価の傾向を示しているが、両者の値とも実験と良い一致を示した。各領域の出力の2乗を重みとして、U及びPu炉心の/l比から求めた混合炉心の/l比は実験を極めて良く再現した。
山本 俊弘; R.W.Brewer*; M.W.Waddell*; B.Basoglu*; C.L.Bentley*; M.E.Dunn*; S.Goluoglu*; A.D.Wilkinson*; H.L.Dodds*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.19 - 10.24, 1995/00
UO
Fを含む六つまたは七つの容器の配列系に対して、臨界事故解析を、空間依存性を考慮した場合としない場合とについて行った。核計算はPADコードのモデルを、熱水力計算はSKINATH-ARのモデルを利用して新たなコードを開発した。一点炉近似と空間依存計算との結果より、七つの容器の配列系では、空間依存性が大きいことがわかった。また、確率論/決定論的、三次元輸送過渡解析コードTDKENOを同問題に対して予備的な適用を行った。TDKENOで計算する出力履歴に対する「反応度計算」の間隔の影響について調べた。
野村 靖; 奥野 浩
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.11.25 - 11.28, 1995/00
核燃料の再処理、貯蔵及び輸送に関する安全評価では、臨界事故を想定したときの全核分裂数推定値を基に、従事者の被曝及び公衆の内部被曝を評価する。本発表では、核燃料取扱施設で遭遇することの多い燃料溶液体系及び燃料棒-水体系で想定される臨界事故の全核分裂数を安全側に見積ることのできる簡易評価式を導いたので、その結果を述べる。
外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00
定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。