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U nuclear data to improve k
biases on U enrichment and temperature for low enriched uranium fueled lattices moderated by light waterWu, H.; 奥村 啓介; 柴田 恵一
JAERI-Research 2005-013, 31 Pages, 2005/06
JAERI-Research-2005-013.pdf:3.29MB
本研究では、低濃縮ウラン燃料体系におけるk過小評価の濃縮度依存性について検討した。ベンチマークテストは、プレリミナリ版のENDF/B-VIIとCENDL-3.1のウラン断面積を含むさまざまな評価済み核データファイルを使用して行った。また、微濃縮体系で最近のJENDLやENDF/Bのウラン断面積評価にみられる温度上昇に伴うkの過小評価についても検討を行った。Uと
Uの核データの書き換え解析を通して、上記の両問題を解決する新しいU核データ評価を提案する。新しい評価データのテストは、ICSBEPハンドブックの低濃縮または高濃縮の金属または溶液燃料を含む多様なウラン燃料体系で実施した。その結果、提案する新しいUとプレリミナリ版のENDF/B-VIIのUのデータを組合せると、多くのベンチマーク問題に非常に良い結果を与えることが判明した。
渡辺 庄一; 山本 俊弘; 三好 慶典
Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.431 - 432, 2004/11
温度反応度効果は、臨界事故時の過渡特性を特徴づける主要な因子である。STACYの非均質炉心において二種類の格子配列について一連の温度効果の測定を行った。炉心は、軽水炉用使用済燃料再処理施設の溶解槽を模擬し、軽水炉型の燃料棒と低濃縮度の硝酸ウラニル水溶液から構成される。さまざまな溶液温度における臨界液位を測定した。臨界液位差法を用いて温度による臨界液位の変化から反応度効果を求めた。また、SRACコード及び輸送計算コードTWODANTを用いて温度効果を計算した。温度効果の実験値は、「2.1cmピッチ」については-2セント/
C、「1.5cmピッチ」では-2.5セント/Cとなった。また、計算値は実験値に対して約10%以内で一致した。
内藤 俶孝; 小山 隆*; 小室 雄一
JAERI-M 86-026, 46 Pages, 1986/03
核燃料取り扱い施設の臨界安全性評価のために有用な無限体系における臨界濃縮度及び臨界濃度を、均質U-H
O,均質UO(NO
)水溶液、均質Pu-HO,均質P
(NO)
水溶液、均質PuO・UO-HO及び均質UOF-HOの体系について、臨界安全評価コ-ドシステムJACSを用いて算出した。算出結果を欧米の臨界ハンドブックに記載されている値と比較し、良好な一致を示す事を確認した。
鶴田 晴通; 岩崎 淳一*; 市川 博喜
JAERI-M 85-002, 62 Pages, 1985/02
JRR-3改造炉の20%濃縮U・Al
-Al燃料要素を貯蔵する場合の、臨界安全性を評価した。すなわち、貯蔵する配列について、燃料要素数、燃料要素間隔及び減速材としての軽水の密度をパラメータとして、臨界計算を行った。また、中性子吸収材が増倍係数に及ぼす効果も調べた。結果は、JRR-3改造炉の燃料貯蔵設備が、考えられるいかなる状況下に置かれても、十分に未臨界であることを示している。これらの計算結果は、種々な条件下における増倍係数を内挿によって推定できるようにまとめられている。