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大井川 宏之; 飯島 進; 安藤 真樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.729 - 735, 2002/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)プルトニウム燃焼用高速炉のナトリウムボイド効果の予測精度を評価することを目的として、FCAにおいてウラン・フリー高速炉を模擬した体系を構築した。比較検討のため、プルトニウム及び炭素ボロンの反応度価値も、ナトリウムボイド反応度価値とともに測定した。プルトニウムサンプル反応度価値の軸方向分布と、4種の
B濃縮度に対する炭化ボロンサンプル反応度価値は、いずれも精度良く計算できていることがわかった。ナトリウムボイド反応度価値に関しては、特に非漏洩成分の予測精度が悪いことがわかった。計算と実験の不一致は、ウラン・フリー高速炉における非漏洩成分のエネルギー依存性が特殊であることに起因している。
大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02
高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB
Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、
Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。
Hunter
JNC TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04
本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%
k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.1
1.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。
C at FCA岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦
Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 2, 0, p.1009 - 1011, 1994/00
原型炉級MOX-FBR模擬炉心(FCA XVII-1炉心)において、サンプル加熱法(~1500C)と箔加熱法(~2000C)を組合わせて、2000Cまでのドップラー効果測定を行なった。計算は、PEACO-Xを用いて、サンプル加熱法では一次摂動法にて、箔加熱法ではセル計算にて行った。また、核データとして、JENDL-3.1を使用した。実験と計算を比較すると、サンプル加熱法ではC/Eは0.96であり、箔加熱法のC/Eは0.98であった。計算は、実験と良い一致を示した。
岡嶋 成晃; 桜井 健; 大杉 俊隆; 大井川 宏之
JAERI-M 90-042, 53 Pages, 1990/03
FCAを用いた一連の高転換軽水炉模擬実験において、反応度価値測定を実施した。測定項目は、核燃料物質および中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値と模擬制御棒反応度価値である。これらの測定結果を、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。核燃料物質の中心サンプル反応度価値では、全体に計算が20~25%実験値を過小評価した。中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値では、計算は実験値を過小評価するが、B濃縮度によるC/E値への依存性は見られなかった。Hfサンプルの反応度価値のC/E値は、BCのそれよりも全般に小さい値を示した。模擬制御棒反応度価値では、中心サンプル反応度価値での傾向と同様に、計算が実験値を過小に評価した。Hfについても、中心サンプル反応度価値の結果と同様に、BCに比べて、C/E値は小さい値を示した。
中野 正文; 溝尾 宣辰
JAERI-M 8118, 24 Pages, 1979/03
FCAVII-1/90Z-7集合体において、サンプル反応度価値法の適用性を実験的に検討した。模擬制御棒として主にBCピン・クラスタ-B73-16P(
B=1.8kg)を用いた。干渉の効果をあらわす補正係数は3種類のBCサンプルB90-1P(B=0.14KG)、BNー16P(B=0.5KG)およびB73-16Pを用いて測定した。B90-1Pサンプルの反応度価値はB73-16Pの約1/7であった。補正係数はサンプルの種類によらず良く一致した値を示した。測定誤差は0.5~1%で、サンプルの反応度価値が小さくなると誤差は大きくなる傾向がみられた。補正係数と単一制御棒反応度価値から求めた複数本制御棒反応度価値は直接測定の結果と非常によい一致を示し、サンプル反応度価値法の有効性が実験的に確認された。実験に用いるサンプルの選択の自由度は高いが、測定精度の点から、対象とする制御棒の1/2或はそれ以上の反応度価値をもつサンプルを用いるのが望ましいことが判明した。
