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報告書

有機溶剤の散乱核の導出と有機溶剤減速材-MOX燃料棒体系の臨界解析

角谷 浩享*; 塩田 雅之*; 末富 英一*; 内藤 俶孝; 黒澤 正義

JAERI-Research 95-033, 31 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-033.pdf:0.71MB

有機溶剤を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験は従来、有機溶剤の熱中性子散乱核を用いて解析されてはいない。通常有機溶剤中の水素原子に対する散乱核は軽水中の水素に関するもので代用されている。これは有機溶剤に関して熱中性子散乱断面積の信頼できるデータが存在しなかったためである。そこで有機溶剤TBP(tributyl phosphate)に関する全断面の実験値を再現するような散乱核を作成し、これを用いて32vol%のn-ドデカンの混合液を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験を解析した。臨界解析はモンテカルロ法臨界解析コードMULTI-KENO及びMGCL多群定数ライブラリーを用いて行った。新しい散乱核を用いた実効増倍率は従来の結果より小さく、かつ実験値との良い一致を示した。また、軽水の散乱核を用いた従来の解析との差は0.5%$$Delta$$Kと小さかったが、臨界固有値の燃料棒格子幅依存性が改善された。

論文

Measurement of thermal neutron spectra in high temperature graphite bulk poisoned with boron

秋濃 藤義; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(12), p.899 - 911, 1978/00

 被引用回数:2

黒鉛の中性子散乱の高温領域における熱中性子スペクトルの記述能力を確証する目的をもって、ホウ素添加黒鉛パイルを約1100°Kまで昇温しLINAC-TOF法によりO°方向の熱中性子スペクトルの測定を行い、高温ガス冷却炉の設計に使用されている黒鉛の散乱モデルYoung-koppelモデルを用い実験解析を行った。熱中性子スペクトルの計算は一次元SnコードDTF-Wを用いS$$_{8}$$近似で、Young-koppelモデルおよび自由ガスモデルの両方について計算を行った。計算結果と測定結果との比較から、黒鉛炉心設計に用いられるYoung-koppelの散乱モデルは、常温はもちろん高温においてもかなり優れた中性子スペクトル記述能力を有していること。また、自由ガスモデルも高温領域のみにおいて使用可能であることが結論された。

論文

Measurement of space dependent angular thermal neutron spectra in natural uranium-light water slab

秋濃 藤義; 金子 義彦; 北舘 憲二; 黒川 良右

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(8), p.397 - 407, 1976/08

 被引用回数:0

軽水-天然ウラン板状体系における空間依存の0°方向の角度熱中性子スペクトルの測定を飛行時間法で行なった。軽水の散乱モデルにHaywoodモデルを使用し、多群輸送理論コードで解析を行なった。実験値と計算値との間によい一致が得られ、次の事が結論された。(1)熱中性子源および熱中性子散乱核の非等方成分をも熱中性子スペクトルの計算に取り入れることにより、非均質増倍体系であるこの実験体系について、Haywoodモデルの妥当性が明らかにされた。熱中性子スペクトルの測定値と計算値との相違が、熱中性子群定数にあたえる誤差は小さく、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの吸収断面積に対して3%以内である。(2)天然ウラン体の近傍の軽水中の熱中性子スペクトル計算には、熱中性子源の空間分布に、特に注意をはらう必要がある。

論文

原子炉理論,6; 核計算コード

朝岡 卓見

原子力工業, 21(6), p.70 - 74, 1975/06

原子炉理論基礎講座の最終回として、原子炉炉心設計の仕様とか、燃料の経済性についてのデータを与える核計算コードの現状について解説した。まず核断面積計算用として熱中性子散乱核の代表的計算コードを述べ、次いで核断面積より中性子スペクトル計算を通して、熱中性子、あるいは高速中性子郡定数を与えるコードについて説明した。この郡定数を用いて原子炉の静力学的核特性、すなわち運転開始時の核特性が計算され、次いで運転に伴う特性の変動も求められる。又原子炉の安定性、制御性の解析のための動特性計算コードについても概略を述べた。

論文

原子炉工学基礎講座,その4; 原子炉理論

中原 康明

原子力工業, 21(4), p.70 - 74, 1975/04

原子炉理論と題する基礎講座シリーズの中の一部として、中性子熱化問題の解説を行っている。まず、無限一様媒質中の熱化問題で、熱化の基本的概念を明確にし、ついで軽い自由ガス及び重い自由ガス模型を用いて、熱中性子スペクトルの基本構成についての理解を深めた上で、具体的な減連材中での熱化を議論する。中性子の熱化において最も重要な物理量である熱中性子散乱核については、軽水及び黒鉛に対して現在最も一般的に用いられているネルキン模型及びパークス模型について述べ、更に軽水及び黒鉛中の中性子スペクトルについて自由ガス模型とこれらの模型による計算値と実測値の比較を行う。次に有限体系中での熱化、軽水炉及び黒鉛減連炉を例にとっての非均質系及び均質系中の熱中性子に関連した問題について論じ、最後に時間依存熱化問題を簡単にまとめている。

報告書

軽水-天然ウラン非均質板状体系における角度依存熱中性子スペクトルの測定

秋濃 藤義; 金子 義彦; 北舘 憲二; 黒川 良右

JAERI-M 5173, 40 Pages, 1973/02

JAERI-M-5173.pdf:1.18MB

天然ウラン-軽水非均質板状体系における燃料表面、中心および燃料近傍の軽水中の0$$^{circ}$$C方向角度熱中性子スペクトルをLINAC-TOF法で測定し、理論解析を行った。測定と理論解析との比較から次のことが結論された。(1)熱中性子スペク卜ルの理論解析においてSn法のorderはN=8以上の必要があり、散乱核および熱中性子源の非等方性を考慮すれば、6%以内で測定と計算とは一致する。(2)中性子スペクトルの計算において熱中性子源の空間分布は正確に求める必要がある。(3)熱中性子スペクトルにおける測定と計算の不一致が熱中性子群定数にあたえる誤差はその計算モデルの精密度によりことなるが約2%に相当する。(4)実験に用いられた1cm中のリエントラントホールによる中性子場の摂動効果は2次元S$$_{4}$$近似TDCコードによる解析から燃料表面および中心で1~2%程度にとどまることが明らかにされた。

報告書

A Computational method of thermal neutron scattering kernels for high temperature crystals

中原 康明; 角谷 浩享*

JAERI 1220, 21 Pages, 1972/04

JAERI-1220.pdf:1.17MB

高温の結晶状減連材の熱中性子散乱核の効果的な計算法を案出し、さらに新しい計算コードHIKER を作成した。高温結晶の特性を考慮した我々の方法における主要な近似は次の2つである。(1)結晶の格子振動の振動数分布の低振動数部にデバイ模型を用いる。さらに高温近似を適用すると、散乱則の計算を解析的に行うことができるようになる。(2)高振動数部に対するデバイ、ワラー因子があるしきい値を超える場合なは、ドップラー近似を用いる。上述の場合以外では、音量子展開法を用いる。このようにして我々は計算時間を大幅に短縮することに成功した上、我々の方法は高温結晶の散乱核を求める上で、非常に有効であることが分かった。HIKER コードの解説および1000$$^{circ}$$Cのジルコニウム、ハイドライドへの適用例についての議論を行った。

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