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山本 俊弘; 桜井 淳; 須崎 武則; 新田 一雄*; 星 良雄; 堀木 欧一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(12), p.1178 - 1184, 1997/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)主要な核分裂生成物元素であるRh,Cs,Nd,Sm,Eu,Gdの熱外中性子領域での断面積評価に利用可能な実験データを示す。TCA(Tank-type Critical Assembly)の炉心中心に挿入されたカドミウム被覆の容器に純水と核分裂生成物元素を含む水溶液を入れたときの臨界水位の差から反応度効果を求めた。それらの値は実験誤差と比べて有意な値であった。随伴熱中性子束はカドミウムカットオフエネルギー以下では容器内で大きく低下するので、熱外中性子領域での反応度効果を測定することができる。この実験に対する解析をSRACコードシステムと中性子輸送計算コードTWOTRANを用いて行った。核分裂生成物元素の反応度効果の計算には厳密摂動論を用いた。JENDL-3.2及びENDF/B-IVを用いて計算した反応度効果を測定値と比較したところ、JENDL-3.2は妥当な結果を与えた。
/l in U-Pu mixed cores中島 健; 須崎 武則; 小林 岩夫*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.7.36 - 7.41, 1995/00
軽水減速U-Pu混合炉心の臨界量及び実効遅発中性子割合()の即発中性子寿命(l)に対する比を測定した。この実験では、Pu領域寸法の異なる4種類の炉心を構成した。臨界量データとしては、臨界水位を測定した。/l比は、パルス中性子法により求めた。SRACコードシステムとJENDL-3.2ライブラリを用いた計算は過小評価の傾向を示しているが、両者の値とも実験と良い一致を示した。各領域の出力の2乗を重みとして、U及びPu炉心の/l比から求めた混合炉心の/l比は実験を極めて良く再現した。
cores by the variable loading method中島 健; 秋江 拓志
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1175 - 1179, 1993/11
被引用回数：1 パーセンタイル：25.98(Nuclear Science & Technology)軽水減速低濃縮UO炉心の水平方向外挿距離
及び臨界バックリングB
を「装荷量変化法」により評価した。この方法では、種々の水平方向寸法の炉心の臨界水位データを使用する。本方法による誤差は、過去に行なわれた出力分布より水平方向外挿距離を求める「束形法」に比べて小さくなっている。「束形法」により求めた及びBは、炉心の水平方向寸法に対する臨界水位の変化を限られた範囲でしか再現できないのに対して、本方法の評価結果は全範囲においてこれを再現している。さらに、SRACコードによるセル計算においてBを用いて実効増倍係数を求め、標準解としての連続エネルギーモンテカルロコードの結果と比較したところ、今回評価したBを用いた計算結果は標準解と良一致を示した。以上より、装荷量変化法は束形法に比べ、水平方向外挿距離及び臨界バックリングBを精度良く決定できることが示された。
高野 秀機; 土橋 敬一郎; 山根 剛; 秋濃 藤義; 石黒 幸雄; 井戸 勝*
JAERI-M 83-202, 41 Pages, 1983/11
評価済み核データJENDL-2より熱中性子炉体系標準核計算コードシステムSRACのための群定数ライブラリーを作成した。この群定数ライブラリーを用いて熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。選んだベンチマーク炉心は、軽水系2炉心(TRX1と2)、重水系炉心(DCA)、黒鉛系2炉心(SHE-8と13)および8つの臨界安全のための実験である。実効増倍率に関して、JENDL-2は、ENDF/B-4による~1%の過小評価をかなり改善しているが、まだ少し過小評価を与える。実験値との一致はJENDL-2とENDF/B-5(
Uのみ)を用いた場合が最も良い。格子定数に関しては、
とC
のJENDL-2による計算値は実験値と良く一致するが、
については、高速炉系に対する結果と同様過大評価である。さらに、SRACシステムの計算機能が大幅に拡充したので、拡充箇所について報告する。
田崎 雄大; 山路 哲史*; 天谷 政樹
no journal, ,
軽水冷却による増殖炉の設計では、稠密燃料集合体を用いて炉内に占める軽水の領域を小さくすることで、中性子の減速を抑える。加えて、中性子を効率よく劣化ウランに照射するために、MOX燃料とblanket燃料を用いた非均質炉心を構成する。更なる増殖性能の向上のために超臨界圧軽水冷却炉で行われた研究では、水密度が特に小さい上部blanket燃料層に独立した燃料シャッフリングを設ける「多段燃料シャッフリング」と呼ばれる炉心概念を導入し、増殖性能の向上を達成した。BWRにおいてもボイドの発達により炉心上部で最も水密度は下がるため、同様の効果が得られると考えられる。一方、このような炉心の燃料棒は、燃料スタック中に2種類のペレットを含むため、MOX燃料部分の出力ピーキングが大きくなる特徴を持つ。そのため、MOX燃料部分の燃料中心温度の低減や、MOX・blanket燃料のPCMI特性の違いからくる燃料境界部の剪断応力の低減が課題になると考えられる。また、MOX燃料部分ではPCMIにより被覆管外形が増大するが、稠密燃料集合体を用いた本炉心においては、流路面積の減少に伴い、炉心の熱水力特性に影響を与える可能性がある。本研究では、多段燃料シャッフリングを用いたBWRを創出し、三次元核熱結合炉心燃焼計算によって増殖性能の向上を示した。また、炉心計算結果から作成した照射履歴とこれを用いた燃料ふるまい解析で、以上の課題を緩和する燃料設計を示した。被覆管外形変化が炉心の熱水力特性に与える影響については、最小限界熱流束比に与える影響はほぼなかったものの、圧力損失については感度があり、炉心の流量配分に設計上の課題があることが示唆された。
