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福島 昌宏; 岡嶋 成晃*; 向山 武彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 20 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)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を含む超ウラン(
Np, 
Pu, 
Pu, 
Am、および
Am)の酸化物サンプルを用いた反応度価値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、その混合割合を調整することで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。本論文では、超ウラン酸化物サンプルの反応度価値実験に関する実験手法の詳細とともに、最新の知見を反映して再評価した実験値及びその誤差評価を報告する。また、本積分実験を活用して、汎用評価済核データライブラリJENDL-5の積分評価も併せて報告する。
大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平
Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.
Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02
被引用回数：7 パーセンタイル：61.94(Nuclear Science & Technology)鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。
福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.
Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01
被引用回数：9 パーセンタイル：67.52(Nuclear Science & Technology)鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系ではUの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。
北村 康則*; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.62(Nuclear Science & Technology)短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。
藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信*
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.155 - 162, 2004/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.18(Nuclear Science & Technology)HTTRは低濃縮ウラン燃料と可燃性毒物棒を用いている。HTTRの核設計コードシステムの検証を目的として、VHTRCが建設された。これをもとに実効増倍率,中性子束分布,可燃性毒物の反応度価値,制御棒価値,温度係数の設計誤差を評価した。モンテカルロコードの解析精度も評価した。
野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10
被引用回数：12 パーセンタイル：61.53(Nuclear Science & Technology)本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。
Uドップラー効果測定安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 大井川 宏之
JAERI-Research 2001-017, 20 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-017.pdf:0.82MB
組成・外径の異なる6種類の円筒形サンプルを用い、U自己遮蔽効果を変化させたドップラー効果測定実験を行い、FCA解析手法の予測精度を評価した。実験は、800
までのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、PEACO-Xコードにより求めたサンプルの実効断面積を用いドップラー効果を計算した。拡散理論に基づく解析の結果、金属ウラン及び二酸化ウランサンプルでは実験値と計算値はよく一致したが、背景断面積が大きくU自己遮蔽効果が小さいサンプルについては、10%~30%の過小評価となった。輸送計算によりこの過小評価は改善されたが、背景断面積が300barn以上であるサンプルに対しては、依然20%程度の過小評価であった。
藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信
JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06
本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。
秋濃 藤義; 山根 剛
日本原子力学会誌, 40(4), p.262 - 264, 1998/00
1985年5月のVHTRCの初回臨界以来、HTTRの基本設計、詳細設計及び部分模擬炉心の各炉心を構成し、基本的な炉物理である(1)臨界質量、(2)制御棒及び可燃性毒物棒の反応度価値、(3)中性子束分布、(4)動特性パラメータ
/
等について実験・解析の比較を行い、HTTRの核設計精度の検証を行いHTTRの核設計の要請精度を満たすことを明確にした。また、VHTRCにおいてHTTRの初回臨界試験における核的安全性の評価のための実験を行い、1996年度でVHTRCを用いての実験を終了した。
小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*
JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-088.pdf:0.86MB
使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。
秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.185 - 192, 1997/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒カラムには、それぞれ制御棒を挿入するために3個のボイド孔がある。これらのボイド孔からの中性子ストリーミング効果を評価するため、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、模擬したボイド孔の反応度価値をパルス中性子法を用いて測定した。ボイド孔の反応度価値は中性子生成時間の変化の補正を考慮した修正King-Simmons式で求めた。測定結果を核データにENDF/B-IVを用いたBenoist'sの非等方拡散係数による計算結果と比較した。この結果、ボイド孔の反応度価値は等方拡散係数を用いて得られる反応度価値の約2倍にまで大きくなること、また、等方拡散係数による反応度価値を超える成分を中性子ストリーミング効果として定義すると、この効果は炉心領域において11%程度、反射体領域において32%程度過大評価されることが明らかになった。このためHTTR初臨界炉心においては、ボイド孔からの中性子ストリーミングによる反応度の低下は1%
k程度に止まると評価される。
U at FCA, I; Reactivity worth measurement with a small heated sample up to 1500
C岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 安藤 真樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.202 - 210, 1996/03
被引用回数：3 パーセンタイル：32.72(Nuclear Science & Technology)原研高速炉臨界集合体(FCA)のためのドップラー効果測定の実験装置を開発した。この装置の完成により、1500CまでのUドップラー効果測定が可能となり、高温領域でのドップラー効果の予測精度の評価と向上を図ることができる。測定は、サンプル加熱・反応度価値測定法に基づく。実験装置は、高温部にタングステンを、その他の部分には不銹鋼を用いている。実験装置の概要を、本論文中に示した。開発した装置を用いて、酸化物燃料高速炉模擬炉心においてドップラー効果を測定した。解析では、JENDL-3.2を用いて1次摂動理論に基づいてドップラー反応度価値を計算した。計算には、超微細群セル計算コードPEACO-Xを用いて、ドップラーサンプルの実効断面積を計算した。計算は高温領域でのドップラー効果を若干過小評価した。測定データを外挿して、1500C以上でのドップラー効果を推定した。1500Cまでの測定データを用いると、従来の800Cまでの測定データによる推定に比べて、高温領域のドップラー効果の推定精度が飛躍的に向上した。
小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00
燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO
燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm
4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO
)、CsNO、Gd(NO)、Nd(NO)、Rh(NO)、Eu(NO)を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO)を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。
C in the fast critical facility FCA岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦
Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.172 - 179, 1996/00
高速炉の安全性において、負のフィードバック効果として重要なドップラー効果の高温域での予測精度向上を図るために、FCAにおいて2000Cまでのドップラー効果測定を行った。測定には、(1)サンプル加熱・反応度価値変化測定法(1500Cまで)と(2)箔加熱・反応率変化測定法(2000Cまで)を用いた。ドップラー効果の中性子スペクトル依存性を調べるために、組成の異なる3つの体系において、測定を行った。解析では、共鳴遮蔽効果を正確に計算する超詳細群セル計算コード(PEACO-X)を用いた。サンプル加熱法によるドップラー反応度は一次摂動法により求めた。箔加熱法による反応率変化は、基本モードが成立していると仮定して、PEACO-Xと従来のセル計算結果から算出した。これらの計算には、核データとしてJENDL-3.2を用いた。計算は、ドップラー反応度では実験値を若干過小評価し、反応率変化では実験値と良い一致を示した。
岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1097 - 1104, 1994/10
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)サンプル加熱法によるUドップラー実験において、サンプルとサンプル周辺の炉心物質間の共鳴干渉効果を評価した。この干渉効果を検討するために、衝突確率法による超微細群セル計算コード(PEACO-X)を作成し、それを用いてFCAでのUドップラー効果測定を解析した。解析結果を従来の計算法(SLAROM)による解析結果と比較した。共鳴干渉効果は、炉心中のUの背景断面積に依存し、ドップラーサンプルの半径や密度にも依存する。共鳴干渉効果を考慮すると、ドップラー反応度の計算値は従来の計算値より大きくなり、サンプル依存性も解消し、計算の信頼性が向上した。
秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.861 - 863, 1994/08
被引用回数：4 パーセンタイル：53.92(Nuclear Science & Technology)VHTRC-1炉心の実効遅発中性子分率、の測定を燃料コンパクトとMnコンパクトとの置換法を用いて行った。Mnコンパクトの反応度価値は臨界時の制御棒位置を測定し、制御棒校正曲線から求めた。置換法における燃料コンパクトとMnコンパクトとの吸収断面積の相違による反応度効果の補正は10群3次元拡散の第1次摂動理論を用いて行い、の測定値として0.0075
0.0002を得た。一方、の計算は24群3次元拡散理論のSRACコードを用いて中性子束、随伴中性子束分布を求め、
Uの遅発中性子核データにENDF/B-IV又はKeepinの値を用いて行った。この結果、Keepinの値は測定値より10%小さく、ENDF/B-IVの値は測定値より3.6%小さい値となったが、ENDF/B-IVの値は測定値の測定誤差6%(2
)以内で一致した結果を得た。
中川 正幸; 森 貴正
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.692 - 701, 1993/07
被引用回数：33 パーセンタイル：92.44(Nuclear Science & Technology)ベクトル化モンテカルロコードを用いて商用PWR及び高速原型炉の全炉心計算を行った。幾何形状は多重格子表現を用いてピンレベルまで正確にモデル化した。計算したパラメータは実効増倍係数、制御棒価値、出力分布等である。多群及び連続エネルギーコードを用いて計算し両者の結果を比較した。小さな分散を達成するため100万の中性子を追跡した。この結果高速ベクトル化コードは実効増倍係数、集合体出力、いくつかの反応度価値を現実的な計算時間で行えることが明らかになったが、従来のスカラーコードではこの様な大規模な問題を解くことは困難である。また目標設計精度を達成するのに必要なヒストリー数を評価し、ピン出力や小さな反応度価値計算のためには1千万オーダーのヒストリーが必要であることを示した。
永岡 芳春; 斎藤 実; 二村 嘉明
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.454 - 455, 1992/11
JMTRは1993年11月に現在の中濃縮(45%)燃料から低濃縮(20%)燃料へ転換する予定である。低濃縮燃料要素は芯材に高ウラン密度4.8gv/cm
のシリサイド燃料を、要素側板に可燃性吸収体としてCdワイヤを採用する。これにより、サイクル途中の炉心燃料交換のための炉停止が不要となり1サイクル連続運転(26日)が可能となる。本発表では、低濃縮燃料炉心の核特性について現行炉心と比較し、炉心の安全性及び照射試験性能が現行炉心と同等であることを報告する。
板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 落合 政昭; 原子力船むつパワーアップ実験計画チーム
Proc. of the Int. Conf. on Nuclear Power Plant Operations; Ready for 2000, p.435 - 441, 1992/00
1990年、原子力船「むつ」の出力上昇試験がなされた。その間、多くの炉物理特性が測定されかつ解析された。この論文では炉物理試験で観測された特性のうちいくつかを紹介する。即ち、温態臨界における種々の制御棒位置の組合せ、過剰反応度測定試験中に見られた強い制御棒相互干渉、制御棒移動に伴う炉外中性子検出器応答特性の変化について記述する。これらの複雑な現象を解明するため、新しい解析技法を取り入れた3次元計算が種々なされた。計算結果は実測値を良く再現した。これら3次元解析の結果より、舶用炉の炉物理特性を精度良く予測するためには3次元解析が不可欠であることが結論された。
