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論文

High temperature Doppler effect experiment for $$^{238}$$U at FCA, II; Reaction rate measurement up to 2000$$^{circ}$$C with a foil heated by laser exposure

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(1), p.13 - 20, 1997/01

https://doi.org/10.3327/jnst.34.13
 被引用回数：2 パーセンタイル：23.05(Nuclear Science & Technology)

2000$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果の計算精度の評価と向上を図るために、原研高速炉臨界集合体(FCA)において$$^{238}$$Uドップラー効果を測定する新しい実験装置を開発した。測定は、箔加熱・反応率測定法に基づく。実験装置は、高温部にタングステンを、その他の部分には不銹鋼を用いている。開発した装置を用いて、酸化物燃料高速炉模擬炉心においてドップラー効果を測定した。本模擬炉心においては、以前にサンプル加熱・反応度価値測定法による1500$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果測定を行った。解析では、ドップラー箔中の捕獲反応率を詳細に計算した。共鳴エネルギー領域には超微細群セル計算コードPEACO-Xを、他のエネルギー領域にはセル計算コードSLAROMを用いた。JENDL-3.2を用いた計算結果は、実験値と良い一致を示した。高温領域でのC/E値について箔加熱・反応率測定法による結果とサンプル加熱・反応度価値測定法による結果を比較すると、両者に大きな差は見られなかった。箔加熱・反応率測定法はサンプル加熱・反応度価値測定法を補足することから、両者を総合することにより2000$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果の計算精度が確認できた。

論文

Modified conversion ratio measurement in light water-moderated UO$$_{2}$$ lattices

中島 健; 赤井 昌紀

Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03

https://doi.org/10.13182/NT96-A35217
 被引用回数：5 パーセンタイル：44.75(Nuclear Science & Technology)

種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO$$_{2}$$燃料格子の修正転換比(MCR:$$^{238}$$U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積した$$^{239}$$Npと$$^{143}$$Ceの$$gamma$$線スペクトルを非破壊的に測定し、$$^{238}$$U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.477$$pm$$0.014(Vm/Vf=1.50)、0.434$$pm$$0.013(1.83)、0.383$$pm$$0.011(2.48)及び0.356$$pm$$0.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO$$_{2}$$格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。

報告書

高速炉臨界集合体FCAにおける増殖性能指標$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比の測定と解析

桜井 健; 根本 龍男

JAERI-Research 95-054, 36 Pages, 1995/08

JAERI-Research-95-054.pdf:1.41MB

原研FCAに構築した1つのMOX燃料高速炉模擬体系と2つの金属燃料高速炉模擬体系において、増殖性能指標として重要な$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比(C8/F9)と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比(C8/F5)の測定を箔放射化法により行い、セル平均の反応率比を実験誤差2~3%(1$$sigma$$)で求めた。解析はJENDL3.2核データライブラリーに基づくJFS3-J3.2群定数セットを用いて行った。さらに、用いた箔放射化自体の実験精度の確認を目的として、京都大学研究炉重水設備の標準熱中性子場においてC8とF5反応率を実験誤差1~1.5%で測定した。測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。FCAの3つの模擬炉心いずれにおいても、計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては1.01~0.99であり、C8/F5に関しては1.02~1.01であった。標準熱中性子場におけるC8及びF5反応率の測定値は、それぞれ基準値と実験誤差内で一致した。

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