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報告書

燃料サイクル安全工学研究施設核燃料処理工程に対するMUF予備解析

井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 市橋 芳徳; 山本 徹*; 久松 義徳*; 館盛 勝一; 小林 岩夫

JAERI-M 86-167, 77 Pages, 1986/11

JAERI-M-86-167.pdf:2.28MB

CSEFの詳細設計(II)をもとに、燃料処理工程(前処理、精製、調整、溶液貯蔵)の計量特性を調べる為にMUF解析を実験した。この解析は、TASTEXプロジェクトの中で開発したシュミレ-ション技術による有効性評価手法を用いて行なっいる。NUCEFに対するこの手法の適用方法及び代表的な5つの運転モ-ド(MOX処理から精製・貯蔵まで、溶液受入から精製、貯蔵まで、Pu濃縮、毒物除却、Am除却)について適用し、MUFおよび$$sigma$$MUF,各ストラ-タ,測定方法及び誤差要素列の分散を計算し、施設の計量特性を定量的に示した。この結果、Pu溶液貯槽および濃縮缶の在庫測定に問題が有る事、Pu溶液貯槽を除き、濃縮缶が空になった時、実在庫測定を実施する場合に$$sigma$$MUFは、最大でも1.5KgPuとなりIAEAのガイドラインを満足する事を定量的に示した。この解析結果及び手法は、NUCEFの核物質管理システムの開発に役立つものである。

報告書

軽水減速低濃縮ウラン格子中における棒状吸収体の反応度効果の測定および解析

村上 清信; 三好 慶典; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

JAERI-M 85-032, 19 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-032.pdf:0.72MB

2.6w/o UO$$_{2}$$-水格子(水対燃料体積比1.83)の円柱炉心を構成し、炉心中心に挿入した棒状および円筒状吸収体の反応度効果、ならびに棒状吸収体間の距離が変化した場合の相互干渉効果の変化等を調べた。また、モンテカルロコード(KENO-IV, MULTI-KENO)により臨界体系の実効増倍係数および吸収体反応度効果を評価し、実験値と比較した。炉心中央に吸収体を挿入した体系に対しては、k$$_{rm eff}$$ が0.983$$sim$$0.999(ケース数31)の範囲であった。また、2本の棒状吸収体を用いた相互干渉効果実験体系に対しては、k$$_{rm eff}$$が0.978$$sim$$0.999(ケース数29)の範囲であった。棒状吸収体の反応度価値の計算値は、実験値と比較して標準偏差の2倍以内で一致した。

報告書

SRACコードシステムによる溶液燃料臨界実験体系ベンチマーク計算

瀬沼 一郎*; 三好 慶典; 須崎 武則; 小林 岩夫

JAERI-M 84-110, 51 Pages, 1984/06

JAERI-M-84-110.pdf:1.47MB

原研で開発中のSRAC(Standerd Reactor Analysis Code)システムとJENDL-2を中心とした核データライブラリシステムとJENDL-2を中心とした核データライブラリの組合せを用いたベンチマーク計算を行った。ベンチマーク計算の体系は硝酸溶液燃料を中心とした、各種の組成・濃度・形状のPu均が質系とU/Pu均質系、さらに再処理工場溶液解槽を模擬舌核種の溶液濃度、毒物濃度の硝酸溶液中に棒状燃料を浸した、U/Pu非均質系等34ケースが選ばれた。モンテカルロ珪酸報告値と比較しても良い結果を得た。これは、現在原研で計画中の臨界安全性実験施設(CSEF)詳細設計に用いられる核設計コード評価作業の一環として行われたものである。

報告書

Program of Nuclear Criticality Safety Experiment at JAERI

小林 岩夫; 館盛 勝一; 竹下 功; 須崎 武則

JAERI-M 83-209, 11 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-209.pdf:0.45MB

臨界安全性実験施設(CSEF)を新たに建設し、主として溶液状の核燃料物質に関する臨界安全研究を行う計画を日本原子力研究所として進めている。第一の研究目的は、核燃料サイクル施設の臨界安全性評価に必要な実験データを測定、収集及び評価することであり、第二の目的は臨界事故事象の究明ならびに事故に起因した諸現象の把握とその対策である。本報告書にはCSEFについて実施された概念設計結果の概要が述べられている。

報告書

Benchmark tests of JENDL-1

菊池 康之; 長谷川 明; 高野 秀機; 亀井 孝信*; 宝珠山 健*; 佐々木 誠*; 関 雄次*; 瑞慶 覧篤*; 大竹 厳*

JAERI 1275, 90 Pages, 1982/02

JAERI-1275.pdf:3.46MB

JENDL-1について種々のベンチマークテストを行った。1段階として、1次元モデルで多数の臨界集合体の炉中心特性をテストした。第2段階として、2次元モデルによりMOZART、ZPPR-3炉心の詳細な特性をテストした。JENDL-1は高速炉の諸特性を全体として満足に予測する。しかし以下の問題点も指摘された (1)Pu炉心とU炉心のkeffの不一致、(2)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu対$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U核分裂比の過小評価 、(3)ドロップラー係数の10%過大評価、(4)制御棒価値の4%超小評価、(5)外部炉心ブランケット部での$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu核分裂率の過小評価、(6)外部炉心におけるNaボイド係数の負側への過大評価。これらの問題点は多くは、100KeV以上のDの過小評価、$$Sigma$$erの過大評価による、中性子漏洩と、スペクトルの問題でする事が判明した。さらにその原因は、数MeVまでのHeVまでの非分離共鳴領域における、構造材核種の全断面積、弾性散乱断面積の過大評価にあると思われる。

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