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滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫
Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.
Np and 
Am through loess media田中 忠夫; 向井 雅之; 前田 敏克; 松本 潤子; 小川 弘道; Li, Z.*; Wang, X.*; Fan, Z.*; Guo, L.*; Liu, C.*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 256(2), p.205 - 211, 2003/05
被引用回数：3 パーセンタイル：25.79(Chemistry, Analytical)中国山西省から採取した黄土中におけるNp(V)及びAm(III)の移行実験をカラムシステムで実施するとともに、NpとAmの黄土への吸着メカニズムを溶媒抽出法で調べた。カラムへ流入したNpのほとんどはカラム流入端に吸着し、その吸着は表面錯体形成に基づくことがわかった。また、黄土層中におけるNpの移行は分配係数モデルでおおむね評価できることを示した。一方、Amは流入液中で粒子状化学種を形成し、移行する間に黄土層によって捕獲されることがわかった。そのような粒子状Am化学種の移行は濾過理論で説明できることを示した。
安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05
被引用回数：6 パーセンタイル：47.96(Nuclear Science & Technology)核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.
Fusion Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08
加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。
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。
B.P.Kochurov*
JAERI-Review 94-002, 161 Pages, 1994/08
JAERI-Review-94-002.pdf:4.27MB
この報告は研究者招聘制度によって原研に3ヶ月滞在した間に行った非均質炉理論の講義をまとめたものである。新解法では、まず単極あるいは双極近似を採用して原子炉方程式を階差式に変換し、エネルギーと空間を変数とする格子パラメータに関する統一的な理論を展開した。さらに一般的な双極近似を用いた少数群非均質炉理論を2次元問題から有限フーリエ変換により3次元問題へ拡張した。この方法に基づいて燃焼、制御棒の移動やゼノン毒作用のような遅い事象や即発遅発中性子に依存する速い事象の模擬を扱う3次元空間依存動特性コードを開発した。これによって軸方向に非均質的な数千のチャンネルを有する原子炉の解析が可能となった。
大山 幸夫; 小迫 和明*; 中川 正幸; 中村 知夫
Fusion Engineering and Design, 18, p.281 - 286, 1991/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.89(Nuclear Science & Technology)核融合炉の核設計に用いられる核データと計算手法の検証のため、原研/米国DOE協力計画の枠組の中でブランケット積分実験が行われてきた。これらは平板体系とDT反応中性子とによるPhase-I、炭酸リチウムで中性子源と実験体系を取囲み反射中性子成分を模擬したPhase-IIそして、疑似線状線源と長軸円筒体系によるPhase-IIIの実験シリーズからなる。各シリーズの中でも物質の配置が変えられ、全体として、物質の種類、配置、幾何学的効果等を調べられるようになっている。これらの各体系はDOT3.5とMORSE-DDによって解析され、実験値との比較としてC/E値が与えられている。このC/E値をその分布する範囲と典型的な値とでまとめ、各システムを横軸に並べなおし、全体的な傾向から、実験値の系統的なバイアスの可能性や、物質・配置による相関を調べた。結果から高エネルギに感度のある反応では、ベリリウムを持ち込むことによって系統的にC/Eが下がる傾向のあることがわかった。
矢幡 胤昭; 木下 弘毅*; 平田 勝
JAERI-M 90-075, 68 Pages, 1990/05
酸化銅触媒を備えた流動層式焼却システム開発の一環として、今回はスケールアップのための工学データの取得を目的に実験を行なった。本実験では、常温および高温における流動化開始速度を実測し、理論式の適用性を評価した。また、イオン交換樹脂を燃焼する際の最適温度条件および流速条件を把握すると共に、得られた見かけの反応速度定数を用いることにより、焼却炉の処理能力を評価できる見通しを得た。今後は、この評価手法の連続処理への拡張および触媒反応部における運転条件の把握を行っていく予定であるが、今回得られた諸データは大型装置の設計および運転条件の設定に大きく寄与するものと考えられる。
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。
相良 明男*; 鎌田 耕治*; 佐々木 貞吉; 馬場 祐治
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 44, p.373 - 376, 1990/00
被引用回数：4 パーセンタイル：53.94(Instruments & Instrumentation)Al-Li(3.46%)合金箔について325~435
Cにおけるリチウムの蒸発速度(真空中)をNRA(核反応分析)法により求めた。NRAには
Li(P,
)
He反応を利用し、SSDにより放出粒子量を決定した。NRAのエネルギースペクトルからリチウム存在量のディプスプロファイルを求めたところ、表面0.2
m以内に著しいリチウム偏析が認められた。にもかかわらず、リチウム蒸発速度は元素状リチウム試料の場合に比し10
倍に低下した。なお、蒸発のさいの活性化エネルギーは1.3eVで、リチウム含有量より多いAl-Li合金及び元素状リチウムの場合とほぼ等しくなることがわかった。
原 昭浩*; 竹田 敏一*; 菊池 康之
JAERI-M 84-027, 31 Pages, 1984/02
計算コードSAGEPは2次元体系において、感度係数を計算するコードである。本コードは拡散理論をベースにしており、各種断面積の核特性に対する感度係数を精度よく評価するための一般化摂動論を用いている。間度係数は各種断面積について、反応ごと、エネルギー群ごとに出力される。感度係数を計算できる核特性は実効増倍係数、反応度価値、中心反応率比、反応率分布である。SAGEPコードでは、中性子束と随伴中性子束は、拡散コードCITATION-FBRで出力されたものを用い、微視的、巨視的断面積はSLAROMより出力されたものを用いる。本論文には一般化摂動論の基礎方程式、入力データの作成の概要、プログラムの構造を記述し、加えてコードの検証、例題についての入力データと計算結果を示している。
角田 弘和*; 中野 正文; 弘田 実彌
JAERI-M 9091, 50 Pages, 1980/10
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
)、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
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。
中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌
JAERI-M 9090, 34 Pages, 1980/09
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
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)
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)
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U核分裂率分布と同様の歪みを示す。
菊池 康之; 成田 孟; 高野 秀機
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(7), p.567 - 570, 1980/00
被引用回数：15 パーセンタイル：93.7(Nuclear Science & Technology)JENDL-2の編集作業は現在も進行中であるが、動燃事業団におけるJUPITER計画の解析に使用するため、特に優先度の高い8核種の評価は1979年11月に完了した。それを用いて炉定数を作成し、高速炉体系に対してベンチマークテストを行った。その結果、keff、中心反応率比、中心反応度価値、ドップラー係数に対して満足すべき予測精度を得た。しいて問題点を挙げるなら
Bの反応度価値をやや過小評価する事であろう。このテストの結果JENDL-2は限定公開され、現在JUPITER解析に用いられている。そこでこのテストの結果を早期に公表する事が望まれ、ここにショートノートとして投稿する。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
JAERI-M 6601, 26 Pages, 1976/06
軽水炉の冷却材喪失事故における燃料破覆管と水蒸気との反応挙動を解明するため、ジルカロイ-4管の水蒸気による酸化速度と酸化による延性の変化を測定した。ジルカロイ-4の水蒸気による酸化量は、反応温度1000C以上で反応時間の平方根に比例し、反応速度定数Kp=6.6010
exp(-41600/RT)(180/cm/sec)である。反応温度900Cおよび950Cの短時間反応の場合、酸化量は反応時間の対数に比例し、原子炉運転中に生成される被膜はこれら反応温度で酸化速度を遅くさせる効果をもっている。酸化液試料の延性は酸化量の増加とともに低下するが、その脆化挙動は水蒸気との反応温度によって異なる。同一酸化量の試料を比較すると、低温で反応させた試料は、高温で反応させた試料よりも侵入相が多いにもかかわらず延性の低下が少ない。
三谷 浩
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(2), p.58 - 73, 1976/02
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。
