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論文

Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1299644
 被引用回数：10 パーセンタイル：68.85(Nuclear Science & Technology)

FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、$$^{244}$$Cm対$$^{239}$$Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場における$$^{238}$$Pu対$$^{239}$$Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。

論文

Fission rate ratios of FCA-IX assemblies as integral experiment for assessment of TRU's fission cross sections

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

EPJ Web of Conferences, 111, p.07002_1 - 07002_5, 2016/03

https://doi.org/10.1051/epjconf/201611107002
 被引用回数：2 パーセンタイル：81(Nuclear Science & Technology)

高速炉臨界実験装置FCAでは、1980年代に7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)において、7つのTRU核種( $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm and $$^{239}$$Pu)に関する核分裂率比が測定された。FCA-IX炉心では、燃料領域が燃料及び希釈材の単純な組合せにより構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。FCA-IX炉心に関しては、近年、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、これらの核分裂率比に関するベンチマークモデルが整備された。本研究では、本ベンチマークモデルの適用例として、モンテカルロ計算コードによるJENDL-4.0の積分評価を実施した。解析値と実験値に有意な差異が示され、TRU核種の核分裂断面積の評価・改善に期待できることが分かった。

報告書

FCA-IX炉心におけるTRU核種の核分裂率比に関するベンチマーク問題の整備

福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則

JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。

論文

Modified conversion ratio measurement in light water-moderated UO$$_{2}$$ lattices

中島 健; 赤井 昌紀

Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03

https://doi.org/10.13182/NT96-A35217
 被引用回数：5 パーセンタイル：45.07(Nuclear Science & Technology)

種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO$$_{2}$$燃料格子の修正転換比(MCR:$$^{238}$$U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積した$$^{239}$$Npと$$^{143}$$Ceの$$gamma$$線スペクトルを非破壊的に測定し、$$^{238}$$U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.477$$pm$$0.014(Vm/Vf=1.50)、0.434$$pm$$0.013(1.83)、0.383$$pm$$0.011(2.48)及び0.356$$pm$$0.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO$$_{2}$$格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。

論文

Measurements and analyses of the ratio of $$^{238}$$U captures to $$^{235}$$U fission in low-enriched UO$$_{2}$$ tight lattices

中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11

https://doi.org/10.3327/jnst.31.1160
 被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)

U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。

報告書

高転換軽水炉を模擬したFCA XIV炉心における反応率の測定

大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆

JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-052.pdf:1.31MB

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向の$$^{235}$$U、$$^{239}$$Pu、$$^{238}$$U、$$^{237}$$Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。$$^{235}$$U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値が$$^{238}$$U捕獲反応率/235U核分裂率および$$^{238}$$U核分裂率/$$^{235}$$U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。

報告書

アクチノイド核種を用いた核分裂計数管の製作と特性

大部 誠

JAERI-M 9757, 18 Pages, 1981/10

JAERI-M-9757.pdf:0.77MB

高速炉臨界集合体FCAの一連の体系中で$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Pu、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{3}$$Am、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Cmおよび$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの中心核分裂率を測定するため、平行板電極型の核分裂計数管を製作した。計数管は薄いステンレス鋼の本体、円板集電極および0.2mm厚さの白金板を用いた電着ソースからなっている。封入ガスは、Ar 97%とN$$_{2}$$ 3%の混合ガス1気圧である。核種の電着質量は、各核種の$$alpha$$線比放射能の強さにより調整した。FCAにおける実験において、全ての計数管で$$alpha$$線パイルアップの少い良好な特性が得られた。各計数管について、$$alpha$$線分析による核種質量の定量、核分裂性不純物の補正、計数管の感度を検討した。実験により、アクチノイド核分裂率が+-2~+-5%の誤差内で測定できることが明らかになった。以上の結果は、本計数管がアクチノイド核種の核断面積の実験的評価に有効に使用でさることを示している。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の解析

角田 弘和*; 中野 正文; 弘田 実彌

JAERI-M 9091, 50 Pages, 1980/10

JAERI-M-9091.pdf:1.43MB

FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S$$_{N}$$)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。炉定数はJAERI FAST VersionIIから作成した。燃料スランピング体系での核分裂率については、拡散計算はポイド領域のみならず高密度燃料領域でも実験値を再現しない。一方輸送計算はS$$_{4}$$Po近似でも実験値と比較的良く一致する。ポイド領域の拡散係数を変更して用いる修正拡散法は、燃料移動に伴う中性子束分布の変化については、さほどの改善をもたらさない。Puサンプル反応度価値についても、拡散計算では不十分であり、輸送計算によって不一致の改善がなされる。しかし、一部には依然不一致の問題が残り、より詳細な検討が必要である。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の測定

中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌

JAERI-M 9090, 34 Pages, 1980/09

JAERI-M-9090.pdf:1.06MB

FCA VIII-2集合体による炉心溶融模擬体系において、核分裂率およびサンプル反応度価値を測定し、高速炉の燃料スランピングに伴う中性子束分布の歪みを検討した。実験は燃料移動領域の軸方向位置およびその大きさの異る合計4種類のパターンについて行われた。燃料スランピング領域は炉心中心の3$$times$$3引出し(等価半径9.3cm)である。一連の実験から次のことが明らかになった。I)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布の歪みは最大40%で、その値は高密度燃料領域とポイド領域でほぼ等しい。II)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U核分裂率分布の歪みは大きくないがポイド領域の外側境界付近で正のピークを示す。III)スペクトルの指標となる核分裂比F8/F5の歪みは燃料移動領域を越えて軸方向ブランケット内までゆるやかに拡がる。IV)Puサンプル反応度価値分布は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布と同様の歪みを示す。

報告書

Preliminary Results of Integral Experiment on Fusion-Fission Hybrid Blanket Assemblies

前川 洋; 関 泰

JAERI-M 6495, 11 Pages, 1976/03

JAERI-M-6495.pdf:0.28MB

核融合・核分裂結合型炉における中性子の挙動を研究するために、2種のハイブリッド球体系をリチウム、天然ウラン、黒鉛の各ブロックで組立てた。各領域の外半径は中心ボイド3.3cm、天然ウラン領域10.0cm、リチウム領域34.1cm、黒鉛領域55.3cmであった。裸のハイブリッド体系における核分裂率分布の形は計算結果とかなり良い一致を示したが、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U/$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂比分布の実験値と計算値の間に大きな差があった。黒鉛反射体付ハイブリッド体系では、黒鉛領域を除き、核分裂比の実験値と計算値はかなり良く一致した。天然ウランによる中性子の増倍の測定値は約2.5倍で、計算値と良く一致した。

論文

A New experimental method of estimating physics parameters in large fast reactors

三谷 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(2), p.58 - 73, 1976/02

https://doi.org/10.3327/jnst.13.58
 被引用回数：2

利用可能なPuおよびU燃料が制限されている条件のもとで、大型高速炉の炉物理量を正確に推定出来る新しい実験方法が提唱されている。この方法は、基準実験と一連の補助実験より成り立っている。基準実験は大型炉と幾何学的大きさが全く同じで、炉心の一部分でPu燃料、他の大部分でU燃料が装荷された体系で行なわれる。一方、補助実験は、基準実験系のドライバー領域を数個の部分領域に分け、個々の部分領域で順次U燃料を補助利用のPu燃料で置き換えて繰り返し行なわれる。これらの実験から、大型炉の炉物理量は摂動論的に一次の範囲で完全に推定出来る。これに対する理論的補正は二次以上の高次の項であり、分割された部分領域間の相互作用の効果のみである。原型炉程度の大型炉について詳細な数値計算が行なわれ、この結果から、その有効性が実証された。さらに、この方法は商業用高速炉の模擬実験に必要な最小のPuおよびU燃料の量を定める問題に応用することが出来る。

論文

Liquid-liquid extraction of several elements in the system of fused Ca(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$・4H$$_{2}$$O and tri-n-butyl phosphate

荒殿 保幸; 吾勝 永子

Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 36(5), p.1141 - 1146, 1974/05

https://doi.org/10.1016/0022-1902(74)80227-7
 被引用回数：12

リン酸トリブチルを有機相とし、45$$^{circ}$$Cで融解状態にした硝酸カルシウム四水塩を、無機相とした液-液抽出系における、いくつかのアクチニドおよび核分裂生成物の挙動を、放射化学的に調べた。さらに、分配比データを解析し、有機相における抽出された元素の溶媒和の状態を、希釈法によりグラフを用いて求めた。その結果、溶媒和化合物は水溶液-、あるいは無水融解塩-リン酸トリブチル抽出系における、それと同じであることが分った。したがって、水和物融解塩-リン酸トリブチル系においてしばしば見られる高い分配比は、無機相に帰因するとみられる。

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