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北田 孝典*; 奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 佐治 悦郎*
Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04
UO及びMOX燃料を使用して70GWd/t以上の高燃焼度を狙った軽水炉次世代燃料に対する燃焼計算ベンチマークを行った。多数のベンチマーク参加者から提出された燃焼計算結果に基づき、軽水炉次世代燃料に対する炉物理パラメータの計算精度を確認するとともに、計算結果の詳細な差異要因の分析を行った。さらに、計算結果の差異を低減するために今後必要となる実験や課題を提案した。
山野 直樹*; 田原 隆志*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝
JAERI-M 90-183, 142 Pages, 1990/10
核燃料施設に対する遮蔽安全解析を行う際に必要となる標準群定数を作成した。さらに本群定数の妥当性を検証するため、本群定数を用いた遮蔽ベンチマーク問題の解析を行なった。この標準群定数は、評価済核データファイルとして、JENDL-3およびPHOTXを用いてRADHEAT-V4システムにより作成した。中性子および線に対し、それぞれ120群、18群のものと22群、18群のものを、43核種に対して作成した。遮蔽ベンチマーク問題としては、(1)JRR-4、鉄-水多重層問題、(2)ORNL、Na透過問題、(3)KfK、鉄ベンチマーク問題の計3問題である。解析結果は、実験で得た反応率およびスペクトルと良い一致を示した。
土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9911, 32 Pages, 1982/02
濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEにおける実験のうち、SHE-8炉心を対象に実験用制御棒の反応度価値と、臨界時即発中性子減衰定数の解析を行ない、実験値と比較・検討した。解析では、中性子スペクトル計算に高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を、また炉心の中性子減衰定数の算出には2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いるものとし、輸送近似と出来る限り厳密な空間モデルを採用した18群S6PO計算を行なった。解析の結果、制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数とも5%程度の誤差範囲で実験値と一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法がほぼ妥当なものであることが確認された。
土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9912, 21 Pages, 1982/01
濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEの実験のうち、SHE-8炉心を対象に、銅の放射化反応率分布の解析を行ない、実験データと比較・検討した。解析では、1~3次元拡散計算コードCITATION-2および2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いて18群炉心計算を行ない、必要な断面積は、高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を用いて算出した。銅の反応断面積には、GAM-1ライブラリーおよび1/vデータを採用した。解析の結果、制御棒が挿入された体系および挿入されていない体系とも、反応率分布は実験データと一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法が妥当なものであることが確認された。
田村 則
Radiochem.Radioanal.Lett., 18(3), p.135 - 142, 1974/03
非破壊中性子放射化分析により、石炭およびベリリウム中の微量元素を多元素同時定量する方法を確立した。試料と同時に照射した標準コバルトを使って中性子束を決定し、各元素量は核データの文献値を使って放射化計算式から求める。この方法による定量値を他の方法で得られた分析値と比較して、本法による定量の正確さを吟味した。その結果、日常分析として十分満足できる正確さで定量できることがわかった。
更田 豊治郎; 浅見 明; 大久保 牧夫; 中島 豊; 河原崎 雄紀; 竹腰 秀邦
Proc.Conf.on Nuclear Data for Reactors, p.181 - 186, 1966/10
抄録なし