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菊池 司; 三好 慶典; 鳥井 義勝*; 山根 祐一; 外池 幸太郎
JAERI-Tech 99-038, 61 Pages, 1999/04
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYで、厚さ28cmの平板形状炉心タンクを用いた臨界実験を行った。このうち、水反射条件及び反射なし条件の基本炉心の臨界特性について報告する。実験ではディジタル反応度計を用い、臨界近傍での給排液操作による反応度測定を行った。この測定データに基づき、臨界液位と液位微分反応度を導出した。さらに、実効遅発中性子割合の評価の基礎となる反応度バックリング係数も与えた。一連の実験で得られた平板形状基本炉心の臨界データはウラン濃度約300~460g/lの範囲で、水反射条件7点、反射なし条件5点である。
須崎 武則; 桜井 淳; 中島 健; 堀木 欧一郎*
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.386 - 394, 1999/00
実効遅発中性子割合のベンチマークデータを取得するため、反応度のバックリング係数を用いる新しい方法を提案し、この方法を水対燃料体積比の異なる4種のU炉心及びMOX燃料領域の大きさの異なる3種のU-Pu炉心に対して適用した。TCAに構成したこれらの炉心について、レーザー水位計と反応度計を用いた水位反応度の精密測定からドル単位のバックリング係数を求めた。また、この係数が水位に依らず一定であることを利用して、広範な水位変化に伴う反応度の高精度モンテカルロ計算結果からk/k単位のバックリング係数を求めた。は両者のバックリング係数の比として評価される。その値を、JENDL3.2ライブラリを用いた通例の方法による計算結果と比較したところ、全炉心について計算値と評価値は3%以内の差で一致し、熱中性子炉に関する同ライブラリの遅発中性子定数の妥当性が示された。