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論文

TRU oxide sample reactivity worths measured in the FCA-IX assemblies with systematically changed neutron energy spectra

福島 昌宏; 岡嶋 成晃*; 向山 武彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 20 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2240872
 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($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Am、および$$^{243}$$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。

論文

A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

https://doi.org/10.1080/00295639.2016.1273017
 被引用回数：1 パーセンタイル：10.58(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。

論文

High temperature Doppler effect experiment for $$^{238}$$U at FCA, I; Reactivity worth measurement with a small heated sample up to 1500$$^{circ}$$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

https://doi.org/10.3327/jnst.33.202
 被引用回数：3 パーセンタイル：32.66(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、1500$$^{circ}$$Cまでの$$^{238}$$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、1500$$^{circ}$$C以上でのドップラー効果を推定した。1500$$^{circ}$$Cまでの測定データを用いると、従来の800$$^{circ}$$C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。

論文

Resonance interaction effect between hot sample and cold core in analysis of Doppler effect measurement

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

https://doi.org/10.3327/jnst.31.1097
 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$$^{238}$$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$$^{238}$$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$$^{238}$$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。

論文

Experimental study on reactivity worth for absorber material in high conversion light water reactor using FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium

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

https://doi.org/10.3327/jnst.27.950

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$$_{4}$$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。$$^{10}$$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、B$$_{4}$$C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。

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