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ray measurements in a target room of several tens MeV Proton Facility中島 宏; 益村 朋美*; 田中 進; 坂本 幸夫; 高田 弘; 田中 俊一; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 中村 尚司*; 黒沢 忠弘*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.192 - 196, 2000/03
日本原子力研究所TIARAの第2軽イオン室において、67MeV陽子のp-Cu反応から生じる中性子のターゲット周囲における角度・エネルギー分布を放射化法により測定した。また、中性子ターゲット室内における速・熱中性子束の空間分布を核分裂計数管、TLD及び金の放射化法によりそれぞれ測定した。今回は、この実験について、MCNP-4B等のモンテカルロ計算コードによる解析を行い、その計算精度を検証した。その結果、中性子線源であるターゲット構造体周囲の速中性子束については、後方角を除いて、計算値は角度・エネルギー分布の測定値と50%以内で一致した。室内の速中性子束分布については、線源から離れ、散乱線の寄与が大きくなるにつれて、計算値が過小評価する傾向にあるが、50%以内で測定値と一致した。一方、熱中性子束分布については、計算値は全体的にファクター2程度測定値を過大評価した。
中島 宏; 益村 朋美*; 田中 進; 坂本 幸夫; 田中 俊一; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 中村 尚司*; 黒沢 忠弘*; 平山 英夫*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.197 - 201, 2000/03
日本原子力研究所TIARAの第2軽イオン室に続く迷路状通路において、67MeV陽子のp-Cu反応による中性子を用いて、中性子エネルギースペクトルと熱中性子束及び線量当量空間分布を測定した。この実験について、モンテカルロ計算手法及び簡易計算手法により解析し、その精度を検証した。その結果、線量当量分布に関して、第1脚でモンテカルロ法による計算値がファクター2程度過小評価し、第3脚では過大評価となったが、第2脚では30%以内で測定値と一致した。Teschの式については、迷路入口の線量当量で規格化して比較したところ、全体として最大ファクター3程度で測定値と一致した。迷路入口におけるエネルギースペクトルの実験値と計算値の比較から、数MeV領域で計算値が過小評価となることを示した。熱中性子束分布に関しては、ターゲット室内同様に、迷路内でもファクター2程度計算値が過大評価となった。
水野 正弘*; 宇都 成昭
JNC TN9400 98-007, 147 Pages, 1998/11
核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施している。SERAPHでは定常及び種々の過渡試験が予定されており、試験時のドライバー炉心除熱のため重水が炉心冷却材に用いられる。種々の試験遂行には制御棒を使用するが、吸収体引抜き時のフォロワー材を重水とする制御棒案を候補の一つとして成立性の検討を行っている。この案では、重水の持つ高い減速比に起因して、重水フォロワー領域における中性子の減速・反射によって隣接燃料集合体で局所出力ピークが発生することが懸念されており、今後制御棒構造の具体化を進めるには詳細な局所出力分布特性評価手法の整備が不可欠である。このような背景に基づき、筆者らは制御棒周辺の局所出力分布を含む集合体内出力分布特性を適切に評価し得る核計算手法の整備を行った。解析ツールには制御棒近傍での中性子輸送挙動を統計的な影響を受けずに評価し得る2次元SN輸送計算コードTWOTRAN-IIを選定した。モデル化に際して、制御棒近傍での中性子平均自由行程を考慮し、制御棒とその周辺の15体分に相当するドライバー燃料集合体からなる2次元XY体系スーパーセルモデル、及びそれを13種類の単位セルモデルで構成する方法を考案した。スーパーセルモデルを効率良く構成するため領域マップ及びメッシュ境界を自動設定するプログラム、並びに計算で得られたメッシュ毎の中性子束をピン毎の出力密度に編集するプログラムを作成した。本成果は、今後制御棒構造やそれに関連した炉心構成の具体化に有効に活用されることが期待される。
加藤 之貴*; 筒井 広明*; 井頭 政之*; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*
JAERI-Review 96-010, 40 Pages, 1996/08
JAERI-Review-96-010.pdf:1.14MB
本書は、1994年8月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学・大学院の院生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)指数実験、(2)臨界近接実験、(3)中性子束分布の測定、(4)出力分布の測定、(5)燃料棒価値分布の測定、(6)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
日比 宏基*; 鈴置 善郎*; 長田 博夫*
PNC TJ2678 95-007, 134 Pages, 1995/03
もんじゅ性能試験で実施される「原子炉まわりしゃへい評価」では、原子炉容器内及び原子炉容器室内などで中性子測定を行い、しゃへい設計の基礎データを取得する計画である。この試験解析には、しゃへい設計時に同じく、基本的には2次元中性子輸送計算手法を適用して実施されることとなる。しかしながら、原子炉容器室そのものが六角形であること、あるいは原子炉容器室しゃへい床には種々の貫通部や切り欠き部があり3次元的に非常に複雑な形状をしているため、このような複雑形状を2次元RZ体系でモデル化すると計算誤差が大きくなる可能性がある。したがって、試験解析には3次元的な形状を模擬した計算方法を適用し、中性子ストリーミング効果を適切に評価する必要がある。また、本しゃへい評価では、原子炉容器内の炉内NIS案内管内で中性子測定を行うため、試験解析として案内管内の中性子ストリーミング効果を評価する必要がある。そこで本研究では、原子炉まわり中性子ストリーミング効果予備検討として、原子炉容器内のしゃへい床の基本的な体系に対して3次元モンテカルロ法を適用したしゃへい床まわりの中性子ストリーミング解析を行うとともに、原子炉容器内の炉内NIS案内管を含む体系での中性子ストリーミング効果を含めた案内管効果を評価した。その結果、3次元モンテカルロ法の適用により原子炉容器室内の詳細な中性子束分布を求められる見通しを得るとともに炉内NIS案内管中のしゃへい測定値をファクタ0.3
0.5程度で再現できた。今回の知見を基に今後、原子炉容器室内のしゃへい測定解析に本格的に3次元モンテカルロ法を適用し、また、炉内NIS案内管中の他の測定の解析を行うことは有益である。
not registered
PNC TJ2222 94-001, 264 Pages, 1994/03
高速原型炉もんじゅの炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定の測定精度を向上させるため、修正中性子源増倍法(以下、MSM法)について中性子輸送計算体系・方法の検討、及び補正係数の作成等を行い、その適用性と精度の検討を実施した。本年度は、前年度の課題である輸送計算の計算境界付近での中性子束計算精度の向上を図り、広範囲の反応度について予測精度評価を行った。さらに検出器応答関数の整備を行い、制御棒パターンや中性子源位置による検出器応答の評価を行った。まず、R
体系の方向境界付近での中性子束計算精度の問題に関して、360
R体系では、中性子束の収束誤差を0.1%以下にしないと境界付近の中性子束を数十%も過小評価することがあることが判った。次に、炉内・炉外NIS検出器の応答関数を1次元随伴中性子束計算により詳細に求め、燃料末装荷の炉心およ150体装荷炉心での検出器応答の実測値と比較した。炉内NISでは計算値は過大評価、炉外NISでは過小評価となる傾向があるが、炉心の状態が変わってもその検出器間のC/E値の比はほぼ一定であり、燃料未装荷時の検出器応答の実測値と計算値の比から、燃料装荷時の検出器応答も較正できる可能性があることが判った。これ以前の作業までに開発したMSM法の補正係数計算手法を、燃料装荷段階の未臨界炉心に適用し、反応度の予測を試みた。燃料装荷体数が124体までは、検出器間の反応度予測値のばらつきは小さいが、150体の場合には極端にばらつきが大きくなった。これは、補正係数計算に用いている中性子束分布計算方法の中性子倍増の計算精度に起因するもので、臨界に近づき増倍中性子が検出器応答に占める寄与が大きくなった場合は、基準炉心と対象炉心の反応度の比を実際に近く求められるような中性子束分布計算方法を用いなければならないことが判った。最後に、疑似的な3次元体系である2次元RZ計算と2次元XY計算の比較により、制御棒部分挿入状態の中性子束を2次元XYモデルで精度良く計算する方法について検討し、RZ計算で得た制御棒部分挿入時の実効増倍率を良く再現する2次元XY計算での制御棒領域の体積割合を得た。
-HO lattices三好 慶典; 板垣 正文; 赤井 昌紀; 広瀬 秀幸; 橋本 政男
Nuclear Technology, 103, p.380 - 391, 1993/09
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、正多角形の水平断面をもつ炉心を構成し、幾何学的バックリングの統一的な表式を実験的に求めた。実験では、2.6w/o濃縮のUO燃料棒の三角格子配列から成る模擬炉心(正六角形・正三角形)において、臨界量及び中性子束・出力分布の測定を行った。燃料格子の臨界(材料)バックリングと各炉心の臨界水位を用いて、正六角形、正方形及び正三角形炉心の水平方向バックリングは、水平方向の反射体節約を含む有効燃料領域の外接円半径をR
としてBg
=(a
/R
)の形で与えられることが判った。(a=2.66(正六角形),3.14(正方形),4.13(正三角形))。尚、本報告では、反射体付炉心による測定データから等価な裸の炉心体系のバックリングを評価する手法についても考察を加えている。
澤田 周作*; 大橋 正久*; 金戸 邦和*
PNC TJ9124 91-002, 331 Pages, 1991/03
高速実証炉「常陽」では、照射用炉心の長期的な運転計画、運転管理の検討のため、炉心湾曲解析コード"HIBEACON"の機能を充実し、湾曲挙動特性を迅速、かつ精度良く計画できるように改良してきた。本件は、炉心湾曲解析の入力となるラッパ管温度、中性子束分布を計算する"HITETRAS"コードを、これまでに改良を加えてきた上記"HIBEACON"コードと連係が取れるように改良し、ラッパ管温度、中性子束計算から炉心湾曲解析までの一連の計算が出来るようにするとともに、上記改良を施したコードを用いて、「常陽」MK-IIIの炉心湾曲解析を実施し、MK-IIIの湾曲特性を明らかにすることを目的とする。上記目的に基づき、下記を実施した。 1)炉心湾曲解析コードの改良 a.HITETRASコードにおける温度、中性子束の出力機能の改良 これまでのHIBEACONコードの改良に対応して、ラッパ管温度、中性子束の出力方式の改良を行った。 b.HITETRASコードのプログラムサイズの可変化 COMMON変数に対し、INCLUDE文、及びPARAMETER文を使い、解析対象に応じてプログラムサイズを変更できるようにした。 c.HIBEACONコードの改良 下記 2)の「常陽」MK-III炉心湾曲解析を実施するに当たり必要となった以下の改良を実施した。 a)ラッパ管間ギャップ計算方の変更 b)自由湾曲量成分出力機能の追加 c)リスト出力項目選択機能の追加 2)「常陽」MK-III炉心湾曲解析 「常陽」MK-IIIは、高中性子束化、炉心の2領域化、照射スペースの増加等、MK-II炉心から大きく異なる炉心特性を有する。そこで、改良した"HIBEACON"コード及び"HITETRAS"コードを用い、MK-III炉心の湾曲挙動を解析し、炉心湾曲の観点から健全性の面で特に問題になることはないことが明らかとなった。
中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌
Nuclear Science and Engineering, 87, p.283 - 294, 1984/00
被引用回数：5 パーセンタイル：51.32(Nuclear Science & Technology)高速炉の炉心溶融時における反応度効果の計算方法を評価・検討する目的でFCA VIII-2集合体により一連の実験を行った。本研究では、事故シーケンスにしたがった模擬実験よりは、むしろ単純化されたモデルにおいて反応度変化と中性子束分布を系統的に測定することに重点が置かれた。実験解析にはJAERI-Fast Set Version-IIを用いた。S
P
近似による輸送計算は反応度変化および
Uと
Uの核分裂率分布をかなり良く再現できるが反応度変化を過小評価する傾向がある。燃料スランピング領域が炉心中心から境界まで拡がるにつれてこの傾向が増す。
河村 弘; 安藤 弘栄; 永岡 芳春; 小向 文作; 新見 素二
JAERI-M 83-133, 27 Pages, 1983/08
JMTRでは、種々の照射孔で軽水炉燃料が照射されており、その照射挙動を解析するために、燃料棒の局所線出力を、より正確に、そして、より簡便に求める努力が続けられている。本報告書では、水ループOWL-1照射孔に装荷されている3本バンドル軽水炉燃料集合体(79LF-39J)内の各燃料棒の局所綿出力評価法について検討した。この検討のために、JMTR臨界実験装置(JMTRC)を用いて、Dy箔放射化法による実験を実施した。新しい試みとして、局所線出力評価のために必要な、そして出力上昇時変動しやすい軸方向熱中性子束分布係数(Fz)について、3次元核計算結果とJMTRC実験結果を比較した。両者が、非常に良く一致したため、Fzが3次元核計算で評価できることが実証された。さらに、各燃料棒の出力分担比(F
)と軸方向熱中性子束分布についても報告する。
河村 弘; 安藤 弘栄; 小向 文作; 新見 素二
JAERI-M 82-020, 16 Pages, 1982/03
JMTR既設の水ループOWL-1を用いて実施される燃料中心温度測定実験は、第1次試料がすでに照射済であり、第2次試料は、昭和56年9月末から照射されている。JMTRにおける本試料の発熱量(燃料棒線出力)を評価するため、JMTR臨界実験装置(JMTRC)を用いて予備実験を行った。この予備実験により、燃料棒の出力分担比、軸方向の熱中性子束分布と軸方向のピーキング係数を求めた。さらに、OWL-1試料部の水平方向熱中性子束分布を一次平面近似することにより、平面上、3ヶ所に配置した自己出力型中性子検出器(SPND)出力の相対中性子束から、各燃料棒の出力分担比が十分な精度で求められることを確認した。
松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 古田 敏郎*; 鳥羽 正男*; 津田 勝弘*
JAERI-M 9844, 122 Pages, 1981/12
ガドリニア入り2酸化ウラン(GdO
-UO)燃料棒の炉物理特性に関して一連の臨界実験がなされた。実験は、ガドリニア含有量がそれぞれ、0.0、0.05、0.25、1.5、3.0wt%の5種の試験燃料棒を用いて円環炉心、正方格子炉心、JPDR模擬炉心の3種の炉心でなされた。反応度効果、出力分布、放射化率分布、温度係数等か測定された。ガドリニアの熱中性子吸収は強い飽和特性を有し、含有量1.5wt%でほぼ飽和に達することが、反応度効果、出力分布、放射化率分布の測定により確認された。また、飽和状態において、出力は通常燃料の20%程度に低下すること、ガドリニア入り燃料棒間の相互干渉効果は出力分布にはほとんど認められず、反応度効果についても高々15%程度であること等がガドリニア入り燃料棒の炉物理的特性として示された。
O pellets那須 昭一; 内田 勝也*; 谷藤 隆昭; 竹下 英文; 一色 正彦; 宮内 武次郎; 田沼 浩二; 笹島 文雄
Journal of Nuclear Materials, 88(2-3), p.193 - 198, 1980/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Materials Science, Multidisciplinary)酸化リチウムペレット内外の熱中性子束分布を金線を用いた放射化法により測定し、その結果をTHERMOSコードによる計算結果と比較検討した。直径11.8mmのペレットに対するflux depression factor,self-shielding factor,flux perturbation factor、はそれぞれ、0.413,0.500,0.207と得られた。一方、THERMOSコードによる計算値は、0.444,0.521,0.231であり、実験値と計算値はよい一致を示した。
宮坂 靖彦; 船山 佳郎
JAERI-M 6943, 169 Pages, 1977/03
JRR-2は1973年12月原子炉を停止し、改修工事を行なった。改修工事は運転上の問題点であった重水漏洩、下段プラグの腐食、制御棒の故障を重点に置き、(1)支持リング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、(2)炉心上部遮蔽体の交換(3)ヘリウム循環系の改善(4)改良型制御棒装置との交換(5)新型の燃料キャスクとの交換(6)放射性アルゴンガス(
Ar)の放出量を低減するための被照射空気系の改善等を実施した。改修工事は1975年9月に終了し、引続き改修部分の機能試験、特性試験を行ない良好な結果を得た。本報告書は、これらの試験について纏めたものであるが、特性試験の一部は1970年に実施された第3次特性試験の結果と比較するために行なわれたものも含まれている。主な内容は、改修の概略、臨界実験、制御棒の校正、中性子束分布、出力校正、放出アルゴンの測定、遮蔽効果の測定などである。
佐藤 一男
JAERI-M 4870, 71 Pages, 1972/07
本報告は、OECD Halden Reactor Projectに筆者が滞在中に、開発に参加した炉内中性子束分布制御系の理論的な面を述べたものである。この制御系は、炉心を線型化して得られる炉心特性行列によって系を記述することにより、何ら先験的な炉心モデルを必要とせず、制御系のパラメータは実験的に決定され、かつ炉心の特性変化に応じて自動的に修正される。本報告では、この制御糸の理論的基礎、最適制法則の導出、制約の取り扱い、Xeなどの遅いプロセスの分離、不安定炉心の問題などが述べられている。なお、本報告中に用いられている、やゝ特殊な行列演算の手法については、附録として末尾にまとめてある。
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊
no journal, ,
原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料の非破壊測定装置へ適用可能な技術開発を目的として研究を開始した。現在、その試験装置として小型のD-T中性子発生管を使用した非破壊核物質測定装置Active-Nの設計・開発を行っている。Active-Nにおいて試験予定の技術の一つであるDDA法では、設計した装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を確認することが重要である。本研究では、DDA法の一種である高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を利用した核物質非破壊測定装置内での絶対中性子束分布を放射化分析とPHITSシミュレーションより評価した。
中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
no journal, ,
臨界集合体であるVHTRCを対象炉として、モンテカルロコードMVPを用いて詳細な熱中性子束分布 の解析精度の検証を行った。この結果、特に燃料領域については実測値と解析値の差異は平均で約0.75%に収まり、燃料温度, 燃料濃縮度に依らず高精度な予測が可能であることが明らかになった。
中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
no journal, ,
臨界集合体であるVHTRCを対象炉として、中性子輸送モンテカルロコードを用いて核特性評価精度の検証を行った。この結果、燃料領域については実測値と解析値の差異は平均で約0.75%に収まり、燃料温度,燃料濃縮度に依らず高精度な予測が可能であることが明らかになった。
