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大井川 宏之; 飯島 進
JAERI-Research 95-007, 93 Pages, 1995/02
JAERI-Research-95-007.pdf:2.7MB
高速炉のナトリウムボイド係数の予測精度向上に資することを目的として、FCAを使った金属燃料高速炉模擬体系XVI-1及びXVI-2、並びに、酸化物燃料高速炉模擬体系XVII-1の3集合体においてナトリウムボイド反応度価値を測定した。測定結果をJENDL-2、JENDL-3.1及びJENDL-3.2を用いて計算と比較し、ナトリウムボイド反応度価値を構成する非漏洩項及び漏洩項それぞれについて計算精度を評価した。
U captures to 
U fission in low-enriched UO
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
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。
cores中島 健; 赤井 昌紀; 須崎 武則
Nuclear Science and Engineering, 116, p.138 - 146, 1994/00
被引用回数：16 パーセンタイル：78.48(Nuclear Science & Technology)修正転換比は、U-238捕獲反応率の全核分裂反応率に対する比として定義される。2種類の水減速UO炉心である1.42S(標準)炉心と0.56S(稠密格子)炉心において、この比を測定するために照射燃料のガンマ線スペクトロメトリを行った。2つの炉心の水対減速材体積比は各々1.420及び0.564である。本方法では放射化箔を用いないため、箔によって生じる中性子自己遮蔽や中性子束歪みの補正は不要となる。代わりに燃料棒によるガンマ線自己遮蔽効果のみを補正すれば良い。本方法で測定された修正転換比は、1.42S炉心で0.457,0.56S炉心では0.724であった。実験誤差は3%以内と評価された。連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリによる解析は、稠密格子である0.56S炉心に対して実験値を約6%過大評価した。
飯島 進; 大井川 宏之; 坂東 勝*; 大野 秋男; 桜井 健; 根本 龍男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄; 早坂 克久
JAERI-M 93-186, 91 Pages, 1993/10
金属燃料高速炉を模擬したFCA XVI-1炉心での実験に基づいて、金属燃料高速炉の核設計計算への核データと計算手法の適用性を検証した。実験では、安全性評価に係わる反応度フィードバック係数に重点を置き、ドップラー効果、ナトリウムボイド効果、燃料移動および燃料膨張効果を測定した。解析は、JENDL-2核データライブラリーと3次元拡散計算により行い、計算はこれらの核特性を精度良く予測できることを示した。ただし、ドップラー、広領域ボイドおよび径方向燃料移動反応度価値については、計算精度の改善を検討する必要のあることを明らかにした。
秋江 拓志; 奥村 啓介; 高野 秀機; 石黒 幸雄; 金子 邦男*
JAERI 1323, 68 Pages, 1992/01
高転換軽水炉(HCLWR)の燃焼解析の精度を向上するために、SRACシステムの格子燃焼計算に用いられるデータの改訂と、その機能の追加が行われた。核分裂生成核種(FP)とアクチナイド核種の燃焼を精度よく扱うために、新しい燃焼チェーンモデルが開発された。JENDL-2に基づく群定数ライブラリSRACLIB-JENDL2が、特にFPと高アクチナイド核種に重点をおいて作成された。核分裂当りの放出エネルギー等のデータも修正された。さらに、炉心燃焼計算に用いられる巨視的断面積の作成の便のために、新たな機能がSRACの格子燃焼計算に追加された。HCLWR格子モデルを用いて、これらの改良の効果を調べるための燃焼計算が行われた。
-UO fuel assemblyC-S.Gil*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄
JAERI-M 91-200, 61 Pages, 1991/11
稠密格子燃料集合体において、B
C制御棒の挿入・引抜きによる詳細な反応率分布のエネルギー構造に対する非均質効果を検討した。解析は、PROTEUS-LWHCR実験炉心に対応する六角燃料集合体に対して、JENDL-2ライブラリーとVIM及びSRACコードを使用して行った。反応率は、制御棒の挿入よりはむしろ、引抜きにより顕著な影響を受ける。制御棒の挿入・引抜きにより生ずる反応率の変化をスペクトルシフト、詳細群実効断面積の変化、及びそれらの高次項へと分解した。その結果、反応率の変化は主としてスペクトルシフトによることが判明した。SRACによる計算は、Pu-242に関する量を除けば、反応率及び反応率比を、VIMの計算値に較べて5%の精度で予測することが可能である。さらに精度を向上させるためには、共鳴エネルギー領域において、集合体内の非均質性を考慮して燃料の詳細群実効断面積を作成する必要がある。
35keV大井川 宏之; 藤田 薫顕*; 小林 捷平*; 山本 修二*; 木村 逸郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.879 - 893, 1991/10
U及び
Thの135keVにおける中性子捕獲反応の自己遮蔽因子を測定した。自己遮蔽因子は、透過率及びself-indication ratioを様々な厚さの透過試料について、電子線型加速器を用いた中性子飛行時間法により測定して求めることができる。実験結果をJENDL-2、JENDL-3、ENDF/B-IVに基づく計算値と比較した。Uでは、実験による自己遮蔽因子に中性子エネルギー依存の構造が見られたが、JENDL-2及びENDF/B-IVによる計算には非分離共鳴領域においてこの構造が見られず、特に4~6keVで実験より小さい値を与える。JENDL-3の分離共鳴パラメータによる計算は、このエネルギー範囲で実験と良く一致したが、他のエネルギー範囲で実験との差異が見られた。Thでは、非分離共鳴領域で実験と計算の大きな差異は見られないが、分離共鳴領域でJENDL-2とJENDL-3は実験値よりも小さな値を与える傾向が見られた。
C模擬制御棒半挿入体系の出力分布測定と解析大井川 宏之; 大杉 俊隆; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 田島 淳一*
JAERI-M 91-096, 39 Pages, 1991/06
BC模擬制御棒の反応度価値の予測精度向上に資するため、高転換軽水炉模擬炉心であるFCA XV-1及びXV-2(95V)炉心におけるBC模擬制御棒半挿入体系の軸方向及び径方向の出力分布を測定し、計算と比較・検討した。BC模擬制御棒の反応度価値と出力の歪みはほぼ正比例の関係にあり、反応度価値を正しく計算するためには、出力の歪みを正しく計算する必要があることがわかった。JENDL-2、SRACを用いた計算は反応度価値と出力の歪みの両方を10~20%程度小さく見積る傾向があり、その原因の一つとしてセル計算における均質化の効果により、出力の歪みが約5%小さく計算されていることがわかった。
岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10
高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるBC及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。
B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、BCについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。
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
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U、
Pu、U、
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。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U捕獲反応率/235U核分裂率およびU核分裂率/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。
岡嶋 成晃; 桜井 健; 大杉 俊隆; 大井川 宏之
JAERI-M 90-042, 53 Pages, 1990/03
FCAを用いた一連の高転換軽水炉模擬実験において、反応度価値測定を実施した。測定項目は、核燃料物質および中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値と模擬制御棒反応度価値である。これらの測定結果を、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。核燃料物質の中心サンプル反応度価値では、全体に計算が20~25%実験値を過小評価した。中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値では、計算は実験値を過小評価するが、B濃縮度によるC/E値への依存性は見られなかった。Hfサンプルの反応度価値のC/E値は、BCのそれよりも全般に小さい値を示した。模擬制御棒反応度価値では、中心サンプル反応度価値での傾向と同様に、計算が実験値を過小に評価した。Hfについても、中心サンプル反応度価値の結果と同様に、BCに比べて、C/E値は小さい値を示した。
奥村 啓介; 石黒 幸雄; 田中 健一*; C-J.Jeong*
JAERI-M 89-201, 150 Pages, 1989/12
第31回NEACRP会合において、第2回高転換軽水炉格子に関するベンチマーク計算が行われることが決定された。それは、高転換軽水炉格子解析上のデータ及び計算手法に内在する炉物理上の問題点を明らかにするとともに、連続エネルギー・モンテカルロコードを使用して、決定論的手法に基づくコードに対する参照解を与えることを目的としている。新しい問題には、PROTEUS-LWHCR実験に対する解析も追加されている。原研は、VIM(モンテカルロ法)とSRAC(衝突確率法)コード及びJENDL-2ライブラリーを使用してこれに参加した。本報告書には、これらすべての計算結果がまとめられている。また、ベンチマーク問題に関連した共鳴の取り扱い及び幾何形状モデルに関する補足検討結果も示される。
高野 秀機; 金子 邦男*
JAERI-M 89-147, 76 Pages, 1989/10
JENDL-3T核データより70群高速炉用群定数セットJFS-3-J3Tを作成し、1次元ベンチマーク計算及びZPPR-9とFCA-IV-2炉心の解析を行った。その結果は次のように要約される。実効増倍係数はPu炉心で0.6%過小評価、U炉心で2%過大評価である。中心反応率比については、
/は実験値と一致が良いが、/と/は過大評価である。ドップラー及びNa-ボイド反応度は実験値との一致が良い。更に反応率分布はJENDL-2でのC/E値の半径方向依存性を改善する傾向にある。JENDL-3Tの改良版JENCL-3T/Rev.1のベンチマーク・テストの結果は、JENDL-3Tよりも良い核特性予測を示した。
高野 秀機; 金子 邦男*
JAERI-M 89-141, 78 Pages, 1989/10
高速炉用群定数セットJFS-3-J2が高燃焼炉心計算にも適用できるように改良するために、155の核分裂生成核種の群定数及びそのランプ化群定数をU-235、U-238、Pu-239、Pu-241に対して作成した。さらにCm-245までの高アクチノイド核種についての群定数を作成し、TRU消滅計算等ができるようにした。このセットに対するベンチマークテストは21ケの高速臨界集合体を解析することによってなされた。また、拡散ベンチマーク計算精度を検証するため、Sn-計算ベンチマークシステムを作成し、拡散とSn計算結果の比較を行った。小型炉心や鉄及びニッケル反射体をもった炉心に対して、両者間で有意な差が生じた。
高野 秀機; 金子 邦男*; 秋江 拓志; 石黒 幸雄
Nuclear Technology, 80, p.250 - 262, 1988/00
被引用回数：6 パーセンタイル：57.12(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉において核分裂生成物(FP)の共鳴遮蔽効果が燃焼特性へ及ぼす影響を調べた。FPの自己遮蔽効果は燃焼反応度損失をかなり滅じ、燃焼度50GWD/t時において実効増倍率に0.5%
kの影響を及ぼすことを明らかにした。更にアクチニドとFPの共鳴相互干渉効果が検討され、数核種のFPに対して重要であることを示した。FPの核データの不確かさが燃焼度変化に及ぼす影響も4つの評価済核データファイル:JENDL-2,JEF-1,ENDF/B-IVとENDF/B-Vを用いて調べた。JENDL-2とENDF/B-Vの計算結果ではかなりの差が見られたが、JENDL-2とJEF-1とでは偶然的な相殺により差が小さかった。
高野 秀機; 秋江 拓志
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.501 - 502, 1987/06
被引用回数：3 パーセンタイル：51.95(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉の燃焼特性解析において核分裂生成核種とアクチノイド核種は重要な振る舞いをする。ここでは、AmやCmのようなトランスプルトニウム核種の燃焼反応度損失への影響が調べられる。燃焼計算はHCPWRの代表的な格子セルに対して行い、Am-241とAm-243が各々燃焼度60Gwd/t時で反応度に1.0と1.6%k影響することを明らかにした。さらに、AmやCm核種の核データの不確かさをJENDL-2,ENDF/B-IV,-VとJEF-1を用いて検討し、これら核データの不確かさが燃焼反応度へ及ぼす影響を調べた。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 早瀬 保*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男*; 桜井 健; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 佐藤 若英*; et al.
JAERI-M 86-065, 126 Pages, 1986/03
大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として、FCA XIII-1集合体を用い、径方向核性を測定する実験が行われた。実験項目は臨界特性、反応率分布と反応率比、出力分布、物質反応度価値及びBC制御棒反応度価値である。核デ-タとしてJENDL-2を使用し、原研の高速炉核特性計算コ-ドシステムを用い実験解析を実施した。
菊池 康之; 外川 織彦; 中川 庸雄
JAERI-M 86-030, 235 Pages, 1986/03
39の核分裂生成物核種の共鳴パラメータ評価を行った。この作業は、シグマ研究委員会によるJENDL-2用の100核種の核分裂生成物核データ評価の一環として行われた。利用可能な実験データを集め、REPSTORシステムに収納し、相互比較を行うことによリ評価を行った。本報告書には評価の詳細を記述した。評価済み共鳴パラメータは、実験データと共に付録にテーブル化してある。
岡嶋 成晃; 飯島 進; 早瀬 保*; 大部 誠; 小圷 龍男*; 辻 延昌*
JAERI-M 86-016, 51 Pages, 1986/02
FCA XII-2集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における3番目の炉心であり、厚さ30cmの内部ブランケットを有し、内部ブランケットの厚さの影響を検討するための体系である。測定項目は、(i)臨界性(ii)反応率分布とは反応率比(iii)サンプル反応度価値とナトリウムボイド反応度価値であり、分布測定については軸方向を対象とした。実験結果はJENDL-2と原研における標準的核特性計算手法を用いて解析を行い、軸方向非均質炉心の核特性計算精度について検討した。
菊池 康之; 関根 信雄*
JAERI-M 85-101, 195 Pages, 1985/07
天然および同位体ニッケルの中性子核データの評価を行った。評価した量は10
eVから20MeVにわたる全断面積、弾性および非弾性散乱、捕獲、(n,2n)、(n,3n)、(n,p)、(n,
)、(n,n′p)、(n,n')反応の名断面積、共鳴パラメー夕、二次中性子の角度及びエネルギー分布である。評価は球型光学模型や統計模型を利用しつつ、最近の実験データに基づいて行った。JENDL-1のベンチマークテストの結果も考慮に入れた。特に注意を払った点は、共鳴領域のバックグランド断面積、数MeV以下の非分離共鳴領域の共鳴構造、天然ニッケルファイルの非弾性散乱レベルのグループ化である。今回の評価結果はJENDL-2に採用されている。
