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福島 昌宏; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1061 - 1062, 2019/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.32(Nuclear Science & Technology)核分裂による原子炉の根本的な問題を取り扱う炉物理は、革新的な原子炉を含む様々な炉型の安全性や設計研究において重要な役割を果たす。本稿では、炉物理の分野における近年の活動から、Journal of Nuclear Science and Technologyを含む科学誌に発表されたいくつかの優れた研究をまとめる。
北田 孝典*; 奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 佐治 悦郎*
Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04
UO
及びMOX燃料を使用して70GWd/t以上の高燃焼度を狙った軽水炉次世代燃料に対する燃焼計算ベンチマークを行った。多数のベンチマーク参加者から提出された燃焼計算結果に基づき、軽水炉次世代燃料に対する炉物理パラメータの計算精度を確認するとともに、計算結果の詳細な差異要因の分析を行った。さらに、計算結果の差異を低減するために今後必要となる実験や課題を提案した。
代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正
JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB
本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。
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。
小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則
JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02
本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
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B
C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。
金子 義彦
Nuclear Science and Engineering, 97, p.145 - 160, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)日本における多目的高温ガス炉に関する炉物理研究活動の現状についてまとめた。高温ガス実験炉の炉心設計に必要な精度を最初に明らかにし、つづいて、核データの収編集と炉物理計算コードの開発について記述した。実験的研究については、日本原子力研究所のSHEにおいてこれまで行った炉物理実験の結果についてのべた後、低濃縮被覆粒子ウラン燃料を装荷した高温ガス実験炉の詳細模擬実験を実施することを目的としたVHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)への炉心改造について記述した。最後に、実験と計算の比較を通して達成した炉物理計算精度の改善について説明し、今後の課題を指摘した。
杉原 正芳; 藤沢 登; 山本 巧; 吉津 達弘*; 中島 昭裕*; 上田 孝寿*; 西尾 敏; 飯田 浩正
JAERI-M 83-174, 38 Pages, 1983/10
低域混成波を用いた電流駆動による、核融合実験炉の可能性の高いシナリオに対する、最適なプラスマおよび高周波波動のパラメータを、簡単な物理モデル方程式によって検討した。検討は、(I)準定常 (II)定常の二つのシナリオについて行った。(I)においては変流器コイルの反転時間の最小化や蓄積エネルギーの最小化が重要であり、プラズマ温度を余り高くせずに十分な高周波電流を駆動することで達成できる。(II)においてはエネルギー増倍率Q値が重要であり、多くの制約条件を満足する最大のQ値は5~10となる。これらの検討によって二つのシナリオの炉への適用性や問題点が明らかにされた。
