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福島 昌宏; 岡嶋 成晃*; 向山 武彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 20 Pages, 2023/00
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(
Np, 
Pu, 
Pu, 
Am、および
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。
福島 昌宏; 大泉 昭人; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2019, P. 143, 2020/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の冷却材候補である鉛及びビスマスの核データ検証に資するため、局所的に構築した低濃縮ウラン領域において、鉛とビスマスのサンプル反応度価値測定を実施した。その結果、Biの測定値は解析値とよく一致したが、鉛は解析値が測定値を過大評価する結果となった。
福島 昌宏; 大泉 昭人; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2018, P. 143, 2019/08
加速器駆動未臨界システム(ADS)の冷却材候補である鉛及びビスマスの核データ検証に資するため、鉛とビスマスの混合比を系統的に変化させたサンプル反応度価値測定を実施した。これらのデータは、2013年及び2017年に個別に取得された鉛サンプル及びビスマスサンプル反応度価値の実験データを補完するものあり、今後、系統的な核データ検証に用いられる。
北村 康則*; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.62(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。
U at FCA, I; Reactivity worth measurement with a small heated sample up to 1500
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
被引用回数：3 パーセンタイル：32.72(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、1500Cまでの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、1500C以上でのドップラー効果を推定した。1500Cまでの測定データを用いると、従来の800C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。
C及びPu反応度価値の軸方向空間分布の解析長家 康展; 大野 秋男; 大杉 俊隆
JAERI-Research 95-003, 40 Pages, 1995/01
JAERI-Research-95-003.pdf:1.37MB
高速炉における物質反応度価値の予測精度向上を目的として、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いてBC及びPu反応度価値の軸方向空間分布を測定し、その解析を行った。測定に用いられた炉心はXVII-1炉心で、典型的な酸化物燃料炉心である。実験ではこの炉心の中心軸方向にサンプルを挿入して余剰反応度を測定し、サンプルを挿入していないときの余剰反応度との差から反応度価値を求めた。解析はいくつかの計算モデルを用いて行い、その結果を比較した。更にDUO
燃料板のコーティング剤に含まれている水素の影響、炉心間ギャップの影響、輸送効果、メッシュ効果を調べ、実験値と比較した。BC及びPuの場合とも、炉心領域ではよい精度で計算値は実験値と一致するが、ブランケット領域では測定方法及び計算精度改善について検討する必要があることが明らかになった。
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
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。
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BC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。
岡嶋 成晃; 飯島 進; 早瀬 保*; 大部 誠; 小圷 龍男*; 辻 延昌*
JAERI-M 86-016, 51 Pages, 1986/02
FCA XII-2集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における3番目の炉心であり、厚さ30cmの内部ブランケットを有し、内部ブランケットの厚さの影響を検討するための体系である。測定項目は、(i)臨界性(ii)反応率分布とは反応率比(iii)サンプル反応度価値とナトリウムボイド反応度価値であり、分布測定については軸方向を対象とした。実験結果はJENDL-2と原研における標準的核特性計算手法を用いて解析を行い、軸方向非均質炉心の核特性計算精度について検討した。
向山 武彦; 大部 誠; 中野 正文; 岡嶋 成晃; 小圷 龍男
Nuclear Data for Basic and Applied Science,Vol.l, p.483 - 488, 1986/00
アクチノイド核種核断面積データの信頼性向上のため主要核種について、FCAを用いた積分実験を行なった。核分裂率比及び試料反応度価値を中性子スペクトルの系統的に異なる8つのFCA炉心において測定した。この積分測定値をもとに最小二乗法核データ・フィッティング・システムを用いて核データの修正を行った。会議においては、積分実験法、実験値、修正核データについて報告する。
角田 弘和*; 中野 正文; 弘田 実彌
JAERI-M 9091, 50 Pages, 1980/10
FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S
)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。炉定数はJAERI FAST VersionIIから作成した。燃料スランピング体系での核分裂率については、拡散計算はポイド領域のみならず高密度燃料領域でも実験値を再現しない。一方輸送計算はSPo近似でも実験値と比較的良く一致する。ポイド領域の拡散係数を変更して用いる修正拡散法は、燃料移動に伴う中性子束分布の変化については、さほどの改善をもたらさない。Puサンプル反応度価値についても、拡散計算では不十分であり、輸送計算によって不一致の改善がなされる。しかし、一部には依然不一致の問題が残り、より詳細な検討が必要である。
中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌
JAERI-M 9090, 34 Pages, 1980/09
FCA VIII-2集合体による炉心溶融模擬体系において、核分裂率およびサンプル反応度価値を測定し、高速炉の燃料スランピングに伴う中性子束分布の歪みを検討した。実験は燃料移動領域の軸方向位置およびその大きさの異る合計4種類のパターンについて行われた。燃料スランピング領域は炉心中心の3
3引出し(等価半径9.3cm)である。一連の実験から次のことが明らかになった。I)
U核分裂率分布の歪みは最大40%で、その値は高密度燃料領域とポイド領域でほぼ等しい。II)
U核分裂率分布の歪みは大きくないがポイド領域の外側境界付近で正のピークを示す。III)スペクトルの指標となる核分裂比F8/F5の歪みは燃料移動領域を越えて軸方向ブランケット内までゆるやかに拡がる。IV)Puサンプル反応度価値分布はU核分裂率分布と同様の歪みを示す。
中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章; 弘田 実彌
JAERI-M 8117, 18 Pages, 1979/03
非均質高速炉心の核特性評価に関する基礎研究としてFcAVII-3集合体により一連の実験を行った。実験体系は炉心中心に盤状の内部ブランケット(IB)を入れた単純形状の円筒炉心であり、IBの組成や厚みを変えて、臨界性、Naポイド効果、サンプル反応度価値、反応率分布等を系統的に測定した。IB中心から炉心中央までのNaポイド効果は、IB内のUPu原子数密度の増加とともに減少する傾向が観測されたが、その変化はIBの組成にはあまり敏感ではない。IBの厚さが20cmから40cmに増すと炉心領域のNaポイド効果は約35%の減少を示した。IB厚さ30cmのFcAVII-3-1集合体について、JAERI-Fast VersionII、拡散近似による解析を行い測定値と比較した。計算値は低エネルギに感度の高いU(n,f)、U(n,
)等をIBで過少評価する。Puサンプル反応度価値の計算値は炉心領域の測定値をよく再現できない。Naポイド効果のC/E値はIBと炉心の境界で20%以上の不連続性を示した。
中野 正文
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(6), p.457 - 459, 1977/06
被引用回数：1単一制御棒実験の組合せから複数本制御棒の反応度価値を実験的に求める方法を提案した。本方法では各制御棒の反応度価値への寄与を単一制御棒反応度価値をもとに、その値に対して他の制御棒挿入による干渉の効果を補正して求める。補正係数は個々の制御棒挿入による補正係数の積であらわされ、それぞれは単一制御棒挿入体系と基準体系におけるサンプル反応度価値の比から得られる。 原型炉級の高速炉体系をモデルに種々の制御棒パターン(最高4本までの制御棒、干渉効果+10%~-20%)について本方法の妥当性を検討した。数値実験の結果、本方法による反応度推定誤差は最大1%程度であり、複数本制御棒反応度価値の「実験値」を求めるのに有効な方法であることが分った。 さらに、上記の考えをもとに、2本制御棒の干渉に関して相反関係が成立することを示し、この関係を数値的に確かめた。
長谷川 明; 鶴田 新一郎; 石黒 幸雄
JAERI-M 6081, 54 Pages, 1975/03
従来の群定数セットの持つ不備を解消するために、軽中重核の共鳴領域における実効弾性除去断面積のより正確な取り扱いを行う一次元拡散臨界摂動計算コードEXPANDA-70DRAが開発された。計算対象領域の詳細スペクトルを均質化モデルにより、重心系非等方散乱を考慮したRecurrence Formulaで純数値計算的に求め、それを重率として実効弾性除去断面積を求め直して使うという手法をとっている。今回採られた手法と従来からの手法の差をみるためにNaのSample Worth、Na-Void係数ヘの効果が調べられた。その結果、両者の間には10~15%の程度の変動が見い出されたが、この変化量はこれら積分量への他の誤差要因、たとえば重い核種の主要断面積の評価による差、摂動領域における摂動fluxの近似精度の差による効果とほぼ同程度のものであることが判った。又実効増倍率への影響は0.05%以下であり現時点ではそれ程問題とならない。
黒井 英雄; 三谷 浩; 弘田 実彌
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(3), p.139 - 145, 1973/03
高速炉系に於ける反応度価値の解析には通常群分けされた摂動論が用いられ、特に軽い核種に於ける実験値との不一致の大きいことが指摘されている。摂動論の群分けの効果が反応度価値解析に与える影響がThin Sample近似を用いて理論的及び数値的に検討された。その結果、散乱断面積の大きい核種の中心反応度価値の解析には群分けの効果が非常に大きいこと及び中心からはなれるに従ってその効果が減らして行くことが判明した。又非弾性散乱による摂動効果に関しては特にブランケット炉心境界附近に於いて群分けの効果が相当大きいことが指摘された。これらの結果を総合して適当な郡分けを行った70群程度の解析が軽い核種の中心反応度価値の解析に必要であることが明らかとなった。
