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炉物理研究委員会
JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB
本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。
馬場 信一; 石原 正博; 相沢 静男; 関野 甫
JAERI-Data/Code 2003-003, 394 Pages, 2003/03
JAERI-Data-Code-2003-003.pdf:13.63MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の研究テーマの一つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する研究」として、材料試験炉(JMTR)を用いて第1次から第3次までの照射試験を実施した。本報告は、その第1次照射後試験で得た照射誘起寸法変化,熱膨張率,X線回折及び
線スペクトルについてまとめたものである。
奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.128 - 138, 2000/02
連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。本コードの信頼性を確認するため、高転換軽水炉格子と可燃性毒物入りBWR燃料格子に対する燃焼計算ベンチマーク問題の解析を行った。その結果、主要な燃焼特性量に対して決定論的手法コードSRAC95の結果と良い一致を得た。強い非均質体系であっても特に問題となるような統計誤差伝播の影響は見られなかった。更に、JENDL-3.2ライブラリーを使用して、使用済み燃料の核種組成の解析を行い測定値との比較を行った。燃焼度34GWd/tにおける燃料組成の計算値は、核特性にはほとんど影響が無い
Np,
Pu,
Am及び
Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。
研究炉部
JAERI-M 93-226, 229 Pages, 1993/12
研究炉部は、JRR-2、JRR-3M及びJRR-4の各原子炉施設を運転管理し、利用に供するとともに、関連する研究・技術開発を実施している。本報告書は、平成4年度における当部の業務を記したものであり、種々の技術的事項についても詳細に説明している。具体的業務として、運転・保守・整備、照射利用、中性子ビーム実験利用に加えて、新燃料、使用済燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理、関連する研究・技術開発並びに放射線管理等を行っている。また、主として開発途上国との間で、原子炉施設の運転管理、照射技術、安全解析等を中心に国際協力を鋭意実施している。以上の他に利用の便を考慮し、付録として研究炉部の組織、業務、研究成果等も集録した。
