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遠藤 知弘*; 野口 晃広*; 山本 章夫*; 多田 健一
Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.184 - 187, 2021/06
本研究では、水のみといった非増倍体系においてもアルファ固有値の感度解析が実施可能であることを確認した。本研究では、核データ処理コードFRENDYを用いて水の熱中性子散乱則データを処理し、多群断面積を作成した。利用した評価済み核データライブラリはENDF/B-VII.1, -VIII.0, JENDL-4.0, -5a4で、アルファ固有値とその不確かさについてライブラリ間の違いを調べた。アルファ固有値に対する核データ起因の不確かさに関する予備的な結果として、計算で求めたアルファ固有値と実験で測定したアルファ固有値の差異が小さいことが分かった。また、更なる検証のためには、水の熱中性子散乱の核データの不確かさに起因するアルファ固有値の不確かさや実験バイアスについて再考する必要があることが分かった。
西中 一朗; 永目 諭一郎; 池添 博; 谷川 勝至*; Zhao, Y. L.*; 末木 啓介*; 中原 弘道
Physical Review C, 70(1), p.014609_1 - 014609_10, 2004/07
被引用回数：16 パーセンタイル：66.85(Physics, Nuclear)核分裂における分裂片間での励起エネルギー分配機構と二重分裂モードとの関連性を調べるため、
Thの陽子誘起核分裂において、核分裂片の質量数,運動エネルギーを二重飛行時間測定法を用いて精密に測定した。モンテカルロ計算によって、飛行時間測定で機器的に生じる「ゆらぎ」の影響がない分裂片から放出される即発中性子数をもとめた。非対称に質量分割する分裂モードと対称に質量分割する分裂モードが共存する分裂片質量領域(質量数98-107, 126-135)では、即発中性子数と分裂片全運動エネルギーとの相関に二重モードに由来する構造が観測された。この相関から二重分裂モードそれぞれの即発中性子数をもとめ、それに基づいて分裂片間での励起エネルギー分配機構を明らかにした。二重核分裂モードにおける励起エネルギー分配機構を初めて実験的に明らかにした。
馬場 護*
JNC TJ9400 2000-007, 46 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-007.pdf:2.16MB
原子炉における最も基本的なパラメーターの1つである核分裂断面積と核分裂スペクトルの総合的な検討を可能とするべく、核分裂スペクトルを絶対値で測定する手法を新しく整備・確立し,これによって237Npなどのアクチニド核の核分裂断面積値と核分裂スペクトルパラメータデータを得ることを目的として、実験的及び解析的研究を行った。この結果、中性子生成微分断面積のよく分かった標準核種の中性子生成収量と中性子フルエンス因子,サンプルサイズ効果をモンテカルロ法で計算してサンプルの違いを厳密に評価することによって,核分裂スペクトルの絶対値を決定できる実験手法を確立した。これを用いると、核分裂断面積と核分裂即発中性子数の積を評価することができ、核分裂スペクトルの絶対値と形状に対する実験データを分離して取得できる。本研究では、この手法を,237Np、232Th、233Uに適用して,これらの核種の核分裂中性子スペクトルのパラメータを取得し、従来不明であった絶対値と形状の問題を明らかにした。また、さらに、高速炉設計標準コードを用いた解析も実施し、核分裂中性子スペクトルパラメータの実効増倍係数に対する感度も求めた。
130 in two mode fission西中 一朗; 永目 諭一郎; 塚田 和明; 市川 進一; 池添 博; 谷川 勝至*; Zhao, Y.*; 末木 啓介*; 中原 弘道*
Proceedings of 2nd International Conference on Fission and Neutron-rich Nuclei, p.494 - 496, 2000/03
近年、アクチノイドの中励起核分裂には、対称に質量分割するモードと非対称に質量分割するモードが存在し、それぞれ異なる切断時形状を経て分裂することが、分裂片の質量と運動エネルギーの測定から明らかになった。この分裂モード間での切断時形状の違いを、対を成す分裂片の変形度の観点から調べるため、Thの陽子誘起核分裂で、分裂片の質量,運動エネルギー,即発中性子数の同時計測を行った。質量数130近傍の分裂片から放出される即発中性子は、モード間で大きく異なり、その差は平均1.5個。エネルギーに換算して15MeVであり、運動エネルギーの違いとよく一致した。一方、対を成す質量数130近傍の分裂片にはほとんど違いが見られなかった。これから、分裂モード間での切断時形状の違いは、質量数130近傍の分裂片の変形度を反映した結果であることがわかった。
桜井 淳; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(6), p.544 - 550, 1997/06
被引用回数：2 パーセンタイル：23.04(Nuclear Science & Technology)転水減速・反射、低濃縮UO
燃料格子炉心での未臨界実験に「計算誤差間接推定法」を適用して未臨界度を推定した。即発中性子減衰定数と空間減衰定数の二つの測定可能な量をMCNP 4AとJENDL-3.2を用いて計算し、その誤差から「計算誤差間接推定法」により反応度とのバイアスを求めた。空間減衰定数の計算値と測定値との差は、実験値の誤差とほぼ同等であった。これにより、MCNP 4AおよびJENDL-3.2を用いた未臨界推定精度は、指数実験で達成可能な精度の範囲内であると言える。一方、計算および測定で求めた即発中性子減衰定数の差から、計算で求めた反応度のバイアスは有意な値が得られた。このバイアス値より計算で求めた実効増倍率に対して補正を行い、未臨界度を推定した。
大井川 宏之; 篠原 伸夫; 向山 武彦; H.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; S.Raman*
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.341 - 346, 1997/00
マイナーアクチノイド核種であるNp-237、Am-241、及びAm-243について、即発及び遅発中性子の核分裂当りの収率を測定した。即発中性子収率はミズーリ大学研究炉の144keVフィルタービームを用いて測定した。測定結果はENDF/B-VIやJENDL-3.2よりも20%程度大きく、今後この差異の原因を解明する必要のあることがわかった。遅発中性子収率はテキサスA&M大学のTRIGA型研究炉において測定した。測定値のENDF/B-VI及びJENDL-3.2に対する比はNp-237で1.19及び1.06、Am-241で1.14及び1.09、Am-243で1.05及び0.88となった。この他に遅発中性子の6群パラメータ(
i及び
i)も測定し、ENDF/B-VIと比較した。
山本 俊弘; 桜井 淳; 内藤 俶孝; 荒川 拓也*
Proc. of Topical Meeting on Criticality Safety Challenges in the Next Decade, 0, p.365 - 370, 1997/00
計算によって求まるk
のバイアスを求めるべく、計算誤差間接推定法を提案してきた。この手法は、測定可能な物理量の計算誤差から反応度のバイアスといった測定できない量を推定しようというものである。ここでは、バイアスを推定する量として即発中性子減衰定数を選んだ。MCNPを使って、即発中性子減衰定数をパルス中性子法とFeynman-
法とから求めた。Feynman-法のシミュレーションを行うためMCNPに対して修正を行った。両者の手法とも特に未臨界度の大きい体系に対しては高次モードの除去が必要となる。パルス法のシミュレーションの方がFeynman-法のそれよりも良い手法であることが判明した。
古橋 晃*
PNC TN1410 88-001, 9 Pages, 1988/11
未臨界度の測定法の一つとしてMihalczo法が有望視されている。これは3個の電流ゆらぎ測定型の検出器を用いる相関実験であるが、これと等価な内容をパルス計数管で行う方法を検討し、2個の計数管で行い得ることを立式して示した。この提案によれば、比較的簡単な実験で未臨界度だけでなく、その体系の中性子寿命その他の炉物理的諸量を分解して求めることができるなど、原Mihalczo法より有利なものとなる可能性がある。
原見 太幹; 松崎 徳則*; 植村 睦*; 鶴田 晴通; 大西 信秋
JAERI-M 84-118, 61 Pages, 1984/07
本報告書は、JRR-3の炉心核計算および原子炉動特性解析に基づき、原子炉出力の自動制御系の設計に資することを目的として行った反応度応答解析について述べたものである。原子炉の動特性を特徴付ける即発中性子寿命(l)と実行遅発中性子割合(Beff)は、燃焼度、炉心温度ならびに制御棒位置を考慮した種々の炉心状態を仮定し、解析コード「SRACコードシステム」を用い、中性子拡散計算と摂動計算によって求めた。ステップ状およびランプ状外乱反応度に対する自動制御系の応答特性はアナログ計算機で解析し、その結果に基づき、自動制御運転時の微調整駆動速度を定めた。これにより実験物の炉心挿入および取り出し時に添加される最大の反応度外乱に対して、自動制御系は速やかに応答し、所定の原子炉出力制御ができることを確認した。
安田 秀志
JAERI-M 7356, 112 Pages, 1977/11
本論文では黒鉛減速炉を重点的対象として極性相関法を使って反応度測定を行い、その適用性を検討している。理論上は、F.De Hoffman流の確率論的方法で相関関数を論じ、実験上は、極性相関法でSHEの/l測定、炉停止余裕反応度の測定、及び軽水炉JMTRC、JRR-4の/l測定を行い、PNS法とよく一致することを確かめ、また、簡便な条件付極性相関法を提案し、これを吟味する測定を行った。更にPNS法、ロッドドロップ法、中性子源増倍法で大きな負の反応度を測定して空間依存性を調べ、極性相関法によるの一点測定の妥当性を論じた。結論として、炉内中性子計数率ゆらぎに対するガウス分布近似の妥当性が確認できた事実に基づき、極性相関法及び条件付極性相関法が簡便な炉雑音解析法として中性子寿命の長い黒鉛炉に適用できると述べた。
飯島 進; 吉田 弘幸; 桜木 廣隆*
JAERI-M 6993, 51 Pages, 1977/02
計算コードPERKYは2次元または3次元拡散近似に基き、通常のFirst-order-perturbation theoryかExact perturbation theoryを用いて高速炉の反応度価値、動特性パラメーターを計算するコードである。計算項目は、微視的断面積を用いた実効遅発中性子割合、即発中性子寿命、核種の反応度価値空間分布の計算、及び微視的断面積、または巨視的断面積を用いた反応度変化の計算である。本コードは高速炉設計用計算プログラムの一環として作成されており、他の計算コードの計算結果を入力データとして使用する。中性子束、随伴中性子束はCITATION、断面積はPIGEONの計算結果を使用する。本論文には入力データの作成方法、プログラムの構造、計算式及び計算例を記述した。
安田 秀志
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(12), p.753 - 761, 1973/12
改良型炉雑音解析法として提案されていたフラッシュスタート法についての研究である。検出器出力のゆらぎをガウス分布で近似し、そのゆらぎの極性だけを解析する新しい方法を提案し、定式化した。-条件付極性相関法-。この方法は、フラッシュスタート法と等価であるが、相互相関函数や、極性相関函数との関係が明白にされた。この定式を実験的に吟味するため、一般に雑音解析の困難とされている、グラファイト減速炉を臨界近似に保ってこの函数を測定した。測定に際して、多重チャンネル時間分析器の掃引時間が不感時間として影響しないよう、特別の工夫をした。実験結果から、定式が正当であることを証明できた。また、即発モード中性子崩壊定数も3~4%の統計精度で決定できた。
中野 正文; 平岡 徹
JAERI-M 4705, 12 Pages, 1972/02
高速炉系の即発中性子減衰定数を固有値として計算する場合には計算に用いる分裂スペクトルに注意を払わなければならない。即ち、実効増倍係数を計算する場合のような静的な計算においては分裂スペクトルとしては遅発中性子の成分も入れたものを用い、即発中性子減衰定数を計算する動的な計算の場合には即発中性子のみの分裂スペクトルを用いるべきである。これを混同すると遅発臨界時の、即ち
の値に10数%の誤差を生ずることがわかった。また、固有値計算によると撮動計算によるとの差はたかだか数%であるが、これは所謂Kinetic distortionの効果と分裂スペクトルの差による効果が打消し合って見かけ上の一致を良くしていることがわかった。しかし未臨界度が大きくなると両者の差は広がる。これらの問題は分裂スペクトルが炉内のスペクトルの一部を形成しているという高速炉系の特徴からもたらされたものである。
およびPuO-UO格子の2領域炉心における
/lの測定と計算鶴田 晴通; 北本 紘一*
JAERI-M 4696, 56 Pages, 1972/02
軽水炉動力炉にプルトニウムを代替して用いる場合、動特性パラメータの変化を考慮する必要がある。動特性パラメータのうち、実効遅発中性子放出割合/lと中性子寿命lに関する情報を得る目的で、PuO-UO燃料とUO燃料とで構成される2領域炉心の/lがパルス法によって測定された。摂動論にもとずく計算が行われ実験値と比較された。UO燃料1領域炉心の場合の実験も、計算法の妥当性を調べるために行なわれた。PuO-UO燃料をUOに置換することにより、/lは小さくなるが、lも変化することによって/lとしては大きくなる場合もある。計算値はUO1領域炉心およびPuO-UOとUOの2領域炉心の場合いずれも4%の誤差範囲で実験値と一致した。PuO-UO燃料を部分的にUO燃料に置換した場合でも、UO燃料のみの炉心に対する計算法が適用できる。
平岡 徹; 中野 正文; 向山 武彦; 中村 知夫
JAERI-M 4658, 8 Pages, 1971/12
20%濃縮ウランを燃料とする7個のFCA炉心について、遅発臨界時における即発中性子減衰定数、、をパルス中性子法により直接測定した。従来から問題になっていたの実験値と計算値との差は、計算にJAERI-FAST断面積セットを用いることにより大巾に減少した。また、この差の原因の一つは、計算によるエネルギースペクトルと実際の体系内でのエネルギースペクトルとの差にあることが推定され、が高速炉体系のエネルギースペクトルに関する積分データの一つとして有用であることがわかった。
大久保 收二; 金子 義彦; 秋濃 藤義
JAERI-M 4525, 35 Pages, 1971/06
増倍体系におけるパルス中性子実験データ処理用コードALPHA-Dを開発した。このコードはパルス中性子の投入によって生ずる増倍体系の全中性子密度から遅発中性子崩壊の部分を適正に評価除去し、即発中性子崩壊の部分をできるだけ純粋に抽出してから単一指数関数に最小自乗法によりあてはめ、即発中性子崩壊定数pを最適に決定することを目的としている。遅発中性子崩壊の成分は一点炉におけるパルス中性子の投入に対する応答をルンゲクッタ法による数値解析により求め、それの即発中性子崩壊定数を時定数とする指数関数約減衰との差分として評価するという方法を採用した。増倍体系の実験に対してこのコードによりデータ処理を行なうと従来のような遅発中性子崩壊を時間的に一定として最小自乗法を適用する場合に比較して臨界近傍においては約4% pの値が大きくなることが試験データおよびSHEにおける実験データ処理から結論された。
黒井 英雄
日本原子力学会誌, 3(9), p.691 - 697, 1961/00
即発中性子寿命は、高速中性子が減速されて熱化するまでに要する減速時間と、熟化されてから吸収されるまでに要する熱中性子の寿命との和で与えられる。しかし通常の熱中性子炉においては、前者は後者に比べて非常に短く、これを無視してもよい。以下の議論においても減速時間は無視されている。通常反射体として用いられる材料は吸収断面積が炉心に比べて非常に小さいものが多い。そのため、中性子は炉心で生れ炉心で吸収されるにかかわらず、その寿命のうち相当な部分を反射体中で過すことになる。したがって、即発中性子寿命の推定において、炉心で生れた中性子のうち、反射体中で時を過した中性子の取扱いが重要になる。ここではOtuka、Jacobsらによって発展させられた二群アルベド理論を応用して、中性子の炉心、反射体間の出入りを順次計算し、即発中性子寿命を算出する方法について述べ、実際にこれを球型重水炉に応用した計算結果を示す。
岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*
no journal, ,
加速器駆動システム(ADS)における未臨界度のオンライン測定手法の開発を目的に、「リアルタイム未臨界度測定システム」を開発した。これは複数のマルチチャンネルスケーラー(MCS)とMCSからの信号を制御・解析するプログラムから構成され、特定の短い時間間隔で未臨界度をリアルタイムに出力することができる。このシステムの検証を行うために、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA) A架台においてパルス中性子源法(PNS法)による未臨界度測定実験を行なった。中性子源にはFFAG加速器からの100MeV陽子と固体鉛ビスマスターゲットによる核破砕中性子を用いた。実験の結果、本システムが未臨界度をリアルタイムに出力できることを確認した。さらに実験後のオフライン解析の結果、本システムのアルゴリズムに、ポアソン分布に基づく最尤推定法を組み込むことによって、未臨界度の深い体系で観測された検出器間のばらつきや時間的な揺らぎを小さく抑えられることがわかった。これらの結果により、幅広い未臨界体系(0.93
1.00)における精度の高いオンライン測定に向けた見通しを得た。
山根 祐一
no journal, ,
再処理施設における溶液の誤移送や原子炉及び臨界集合体での臨界近接、福島第一原子力発電所での燃料デブリ取出しなど、未臨界状態の核燃料に反応度が添加される条件で、反応度添加終了後の全反応度と、出力の漸近的挙動とを関係づける方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。従来の未臨界度評価手法では、核燃料内部の組成や構造に基づいて即発中性子寿命を計算により求める必要があるが、導出した新たな方程式には即発中性子寿命が含まれない。このため、体系の大きさや内部の組成及び構造を知ることなく中性子検出器の計数率のみで未臨界度を評価できる可能性を示すことができた。一点炉動特性コードによる数値計算で得られた出力挙動のデータと比較し、両者がほぼ一致することを確認した。
山根 祐一
no journal, ,
核燃料施設においては核燃料溶液の臨界管理されていない容器への流入、原子炉では燃料の装荷や制御棒引き抜き、福島第一原子力発電所では燃料デブリ取出しや準備のための水張りなどを想定し、未臨界の核燃料の反応度が変化した後に生じる出力の漸近挙動を反応度の関数として表す方程式を、一点炉動特性方程式に基づいて導出した。この出力漸近挙動を表す方程式を利用して反応度を評価する手法を開発し、実験データに適用してドル単位の反応度を誤差
程度以下で評価できる見通しを得た。
