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value measurement with Feynman- method utilizing time series data acquisition on low enriched uranium system外池 幸太郎; 山本 俊弘; 渡辺 庄一; 三好 慶典
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.177 - 182, 2004/02
被引用回数：14 パーセンタイル：66.09(Nuclear Science & Technology)未臨界度監視システムの開発の一環として、検出器信号を時系列データとして収録する機能とファインマン・アルファ法によりアルファ値を評価する機能を一つのシステムとして構築し、STACYの非均質体系の動特性パラメータ(アルファ値)の測定を行った。本システムには橋本の階差フィルターが組み込まれており、臨界状態における測定も可能である。本システムによる測定結果はパルス中性子法による測定と一致した。
measurement on low enriched uranyl nitrate solution with single unit cores (600
, 280T, 800) of STACY外池 幸太郎; 三好 慶典; 菊地 司*; 山本 俊弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1227 - 1236, 2002/11
被引用回数：21 パーセンタイル：77.35(Nuclear Science & Technology)STACYにおいて、低濃縮硝酸ウラニル水溶液の動特性パラメータを、パルス中性子法により測定した。ウラン濃度を193.7gU/
から432.1gU/の範囲で変化させ、測定を系統的に繰り返した。用いた炉心タンクは、直径600mm及び直径800mmの2基の円筒タンクと、厚さ280mm,幅700mmの平板タンクである。本報告では、溶液燃料条件,臨界液位,測定を行った未臨界液位,測定された中性子束時間減衰の減衰定数,外挿されたなどの実験データを、パルス中性子法の説明とともに示す。また、拡散コードであるSRACシステムのCITATIONと核データライブラリJENDL 3.2を用いて、の計算も行った。これらのの測定値と計算値はよく一致している。
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of VHTRC-4 core山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00
高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ(/)
を室温(21
C)と200Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び(/)がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。(/)については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。
金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.673 - 681, 1988/09
被引用回数：8 パーセンタイル：64.94(Nuclear Science & Technology)半均質臨界実験装置(SHE)の積分量に関する実験値と計算値との比較に基づいた間接測定により、
Uの熱中性子核分裂に対する遅発中性子データの評価を行なった。評価に使用した積分量は、動特性パラメータ、燃料棒の反応度価値及び可燃性毒物棒の反応度価値である。実験値に対する計算値の比の、1から偏差の自乗和を最小にするという条件のもとで、実効遅発中性子分率eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数
の両者についてその最確値を決定した。その結果、effの最確値はkeepinの遅発中性子データセットを用いて得られる値よりもかなり大きいことがわかった。また、その最確値はENDF/B-IVよりもENDF/B-Vを用いた場合のeff値に近い。一方、の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対するの値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。
有金 賢次
JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04
JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび
Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
伊勢 武治; 稲辺 輝雄; 中原 康明
日本原子力学会誌, 17(6), p.314 - 321, 1975/06
NSRRの炉特性解析法の確立をはかるとともに、この炉の炉物理的特徴を明らかにした。また、実験孔最適設計の検討を行なった。炉解析上の特徴は、中性子の散乱過程を充分考慮した炉定数作成コードおよび臨界計算コードが必要であること。炉物理上の特徴は、即効性負温度係数が-0.94
10
/Cと大きいこと、この温度係数の80%は熱中性子の寄与であること、多群の熱群炉定数でないとは、いづれも実験孔内の物質による影響を受けること、試験燃料ピンに最大発熱を与える実験孔内の軽水の最適の厚さが存在し、それがピンの太さおよびウランの濃縮度に依らないこと、等である。
伊勢 武治; 中原 康明; 秋元 正幸
JAERI-M 5730, 52 Pages, 1974/06
NSRRに対して温度係数を中心に数値的サーヴェイを行って、この炉の核特性解析法を確立すると共に、炉物理的特徴を明らかにした。(1)全温度係数の値は-0.8210/C(23C~700Cの平均)であり、燃料温度300C附近で最大値を示す分布を持つ。(2)全温度係数の70~80%は熱中性子の寄与によるものである。(3)この熱中性子の寄与は温度上昇による熱中性子の上方散乱の増加によるものを含むので、臨界計算の際には熱中性子の寄与をできるだけ多群にして評価しなければならない。熱1群では、温度係数に20%の誤差を生ずる。(4)動特性パラメータを求める際にも同様の注意が必要で、熱1群では即発中性子寿命に8%の誤差を生ずる。(5)燃料は均質であっても燃料セルとしての非均質効果は大きく、燃料セル全体を均質化した時との差は温度係数で30%以上となって現われる。(6)温度係数の値は実験孔内の軽水の量に比例して大きくなる。軽水実験孔のときの値が空孔実験礼のときより20%大きい。
Tuya, D.; 長家 康展
no journal, ,
Adjoint-weighted kinetics parameters have been calculated using the multigroup version of a Monte Carlo solver Solomon. Three iterated fission probability (IFP) algorithms/methods have been implemented and compared for multigroup infinite geometry systems.
