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報告書

核設計基本データベースの整備(XII) -FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価-

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

報告書

JENDL-3Tと-3T/Rev.1のベンチマーク・テスト

高野 秀機; 金子 邦男*

JAERI-M 89-147, 76 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-147.pdf:1.52MB

JENDL-3T核データより70群高速炉用群定数セットJFS-3-J3Tを作成し、1次元ベンチマーク計算及びZPPR-9とFCA-IV-2炉心の解析を行った。その結果は次のように要約される。実効増倍係数はPu炉心で0.6%過小評価、U炉心で2%過大評価である。中心反応率比については、$$^{239}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$/$$^{235}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$は実験値と一致が良いが、$$^{238}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$/$$^{239}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$と$$^{238}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$/$$^{235}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$は過大評価である。ドップラー及びNa-ボイド反応度は実験値との一致が良い。更に反応率分布はJENDL-2でのC/E値の半径方向依存性を改善する傾向にある。JENDL-3Tの改良版JENCL-3T/Rev.1のベンチマーク・テストの結果は、JENDL-3Tよりも良い核特性予測を示した。

報告書

JAERI fast reactor group constants set, Version II

高野 秀機; 長谷川 明; 中川 正幸; 石黒 幸雄; 桂木 学

JAERI 1255, 200 Pages, 1978/03

JAERI-1255.pdf:12.07MB

原版JAERI-Fast setの大幅な改訂を、高速臨界集合体にするベンチマーク・テスト、最小自乗法による断面積修正法及び最近の核データ評価に基づいて行った。この改訂版セットの各称をJAERI-Fast set Version II(JFS-V-II)という。原版のセットに対して改訂した主要な点は以下のようである。(1)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの断面積が最小自乗法を用いて1、4MeVから3、6KeVのエネルギー領域において修正された。(2)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、と$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puの共鳴パラメータの評価を行い無限希釈断面積と自己遮蔽因子を計算した。共鳴領域のエネルギー上界が$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uに対しては21、5KeVから100KeVに、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puに対しては10KeVから21、5KeVに拡張された。(3)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U in及び分裂スペクトル、軽中重核の核データがベンチマーク、テストの結果に基づいて改訂された。

論文

核データと高速炉系におけるベンチマークテスト

長谷川 明; 高野 秀機; 中川 正幸

日本原子力学会誌, 19(8), p.508 - 519, 1977/08

https://doi.org/10.3327/jaesj.19.508
 被引用回数：0

日本で独自に評価編集されたJENDL-1 Fileの適用性検討ということで、現在シグマ委員会JENDL-1積分評価WGにて行なわれている作業の概略を速報的にまとめたものである。炉定数化作業に始まり、現在までに終了しているベンチマークテストについて、その作業の概略が述べられる。次いで、国際ベンチマーク・コアを中心とした21アセンブリーについての中心静特性の解析結果が述べられる。その結果、臨界性、反応率比とも既存のセットと同等、あるいはそれ以上の実験値の予測精度があることが判明した。しかしながら、まだ、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pun$$sigma$$f、Fen$$sigma$$c 等には問題点が残されていることが指摘される。

報告書

ガス冷却高速炉の反応率比の実験解析

大杉 俊隆; 吉田 弘幸

JAERI-M 5971, 13 Pages, 1975/02

JAERI-M-5971.pdf:0.55MB

PROTEUS炉から得られたガス冷却高速炉中心での反応率比の実験解析を、JAERI-FAST群定数セットと、Benoistの定義する非等方拡散理論を適用した拡散理論を用いて行った。セルの実効断面積は衝突確率法を用いて非均質性を考慮して作成した。解析の対象とした実験値は、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの核分裂反応率(F9)に対する$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの捕獲反応率(C8)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂反応率(F8、F5)の各々の反応率比である。解析の結果、各々の反応率比の計算に於て均質計算と非均質計算との差異は認められず、C/Eとして、C8/F9、F8/F9、F5/F9について各々1.06$$pm$$0.017、0.972$$pm$$0.016、1.006$$pm$$0.015なる値を得た。

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