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論文

Numerical validation of a modified neutron source multiplication method using a calculated eigenvalue

山本 俊弘; 桜井 淳; 内藤 俶孝*

Annals of Nuclear Energy, 25(9), p.599 - 607, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

従来の中性子源増倍法による未臨界度測定法の欠点を補うために、「計算誤差間接推定法」を提唱した。この手法は、計算で求めた実効増倍率のバイアスを、中性子計数率の測定値と計算値との差から求めるものである。このバイアスを、計算で求めた実効増倍率の補正に使うことにより、より真値に近い実効増倍率を導くことができる。この手法の検証を行うために、中性子源増倍法を模擬した数値実験を中性子拡散計算で行った。この手法によって真の実効増倍率がどの程度再現できるかが示された。その結果、この手法によって未臨界度を高精度に評価するためには、少なくとも三ヵ所での中性子反応率の測定が必要であることが分かった。

論文

Accurate estimation of subcriticality using indirect bias estimation method, I; Theory

山本 俊弘; 桜井 淳; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.454 - 460, 1997/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.5(Nuclear Science & Technology)

体系の未臨界度を推定するために、「計算誤差間接推定法」という新しい手法を提案する。直接測定の出来ない実効増倍率の「測定値」とその計算値とを比べるのではなく、未臨界実験で測定可能な量の測定値と計算値とを直接比べることで実効増倍率の計算値のバイアスを見積もる。未臨界計算の精度は、これらの測定可能な量の誤差から間接的に導かれる。ここでは、中性子源増倍法、パルス中性子法、指数実験法に基づく三つの推定法を示す。この三つの手法について、それぞれ中性子計数率分布、即発中性子減衰定数、空間減衰定数が計算と推定で比較され、実効増倍率の計算値のバイアスが導かれる。この「間接推定法」により得られたバイアスを用いることで、実効増倍率の「測定値」よりもより高精度に、また、より高い信頼度で体系の未臨界度の推定が可能となる。

報告書

核設計基本データベースの整備(VI) -JUPITER-II実験データ集-

核データベース*

PNC-TN9450 96-052, 694 Pages, 1996/10

PNC-TN9450-96-052.pdf:45.48MB

本報告書は動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reacter)において、1982年から1984年にかけて実施された大型高速炉臨界実験のフェーズ2(JUPITER-2)の実験データをまとめたものである。JUPITER-2実験では電気出力65万kWe級の径方向ブランケットの形状が異なる6つの径方向非均質ベンチマーク炉心が含まれる。本報告書に収録した実験項目は、臨界性、制御棒反応度、反応率分布、Naボイド反応度、サンプル反応度、ドップラー反応度、ゾーン置換反応度、ガンマ線発熱である。 本実験データ集はJUPITER実験の成果を、大型FBR炉心の炉物理研究及び核設計のための基本データベースとして、将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。従って、実験内容を理解するために必要な情報に加えて、実際に実験解析を行うために必要な詳細データをくまなく網羅した。また、本実験データ集に含まれている実験体系あるいはドロワの組成データなどの情報は、ほとんど大洗工学センターの大型計算機あるいはその媒体上に保管されており、今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして入力できるようにした。

論文

Attempt of subcriticality measurement by high-energy gamma-ray detecting source multiplication method

須崎 武則; 桜井 淳; 片倉 純一; 小橋 昭夫*; 石谷 和己*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L130 - L136, 1996/00

核燃料施設の未臨界監視法として、新たに、核分裂にともなう即発$$gamma$$線を主とする高エネルギー$$gamma$$線に着目する方法を提案した。未臨界度としては、従来の直接測定不可能なK$$_{eff}$$とは別に、実際の中性子源付き体系での中性子バランスに基づく量を定義した。TCAにおいて、深い未臨界から近臨界までの炉心に対してこの手法を適用した結果、実験値とモンテカルロ法による計算値がファクター2の範囲で一致することが確かめられた。この手法では、透過性の高い高エネルギー$$gamma$$線を計測するため、測定対象の燃料条件等への依存性が小さく、現場での監視法として適当であると考えられる。

報告書

計算値を用いた未臨界度の推定

内藤 俶孝; 荒川 拓也*; 桜井 淳

JAERI-Research 95-053, 24 Pages, 1995/07

JAERI-Research-95-053.pdf:0.85MB

「計算誤差間接推定法」による中性子増倍率の新しい評価法を提案する。第2章には「計算誤差間接推定法」の考え方及び中性子源増倍法への適用について、第3章には原研の臨界集合体TCAの実験データを基にこの方法の妥当性の検証について記述してある。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Aで計算した中性子増倍率にこの方法を適用し、得られた結果を指数実験法で評価した中性子増倍率と比較した。その結果、両者はよく合うことがわかった。

報告書

修正中性子源増倍法の適用性検討(2)

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*

PNC-TJ2222 93-001, 88 Pages, 1993/03

PNC-TJ2222-93-001.pdf:3.54MB

「もんじゅ」炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定に際し、その測定精度を向上させるため、反応度価値測定試験への修正中性子源増倍法(MSM法)の適用を前年度より検討してきた。本年度は、前年度の課題である、MSM法で検出器応答の比から反応度の比を求めるための補正係数の計算精度の向上及び誤差評価を行い、実機での反応度測定の精度向上に資するために以下の検討を行った。(1)固定中性子源問題の解法の検討(2)中性子束計算方法の精度評価(3)MSM法の反応度測定精度の予備検討固定中性子源問題の解法の検討では、補正係数の精度を更に向上させるため、浅い未臨界系を含め、固定中性子源を含む増倍系での中性子東計算方法(収束性)の検討を実施した。固有値計算で得られた中性子束と随伴中性子束を用いて作成した初期中性子分布を用いることにより、従来難しいとされていた浅い未臨界系での固定線源問題が解けることがわかった。この方法を前年度行ったMSM法の適用性検討に用いることにより、補正系数の計算精度の向上を得た。たとえば、比較的深い未臨界度(実効増倍率=0.9671)の体系では、MSM法により予測した反応度と直接計算値との差異が約7.3%から約0.4%に減少した。MSM法の補正係数を計算する場合には、計算体系を分割し、各々の中性子輸送計算を接続させる必要があるので、XY体系とR$$theta$$体系の接続計算による中性子束計算方法の精度の検討を簡単なモデルで行った。

報告書

FCA V-3集合体におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒実験と解析

溝尾 宣辰; 松野 義明*; 前川 洋; 飯島 勉; 小林 圭二*; 中村 知夫; 弘田 実彌

JAERI-M 9055, 63 Pages, 1980/09

JAERI-M-9055.pdf:2.07MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬実験を目的として構成されたFCA V-3集合体において、B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。V-3集合体は「常陽」とブランケット組成に大きな差異がある上、実験に使用するB$$_{4}$$C模擬制御棒も常陽のそれの1/2サイズである。したがって、われわれは計算値対実験値(C/E)の存在する範囲を追求することにより、「常陽」の設計計算方式の妥当性を検定し、設計精度の向上に資することとした。模擬制御棒価値は、実験では系の末臨界度を中性子源増培法によって測定し、一方計算値はJAERI-FAST Version2を用い、均質拡散近似で求めた。ただし、模擬制御棒領域の実効断面積は衝突確率法によってあらかじめ求めたものを用いた。本研究で取扱った未臨界度は-6%$$Delta$$k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収まっていることが判明した。

論文

Determination of large negative reactivity by integral versions of various experimental methods

秋濃 藤義; 安田 秀志; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(8), p.593 - 615, 1980/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:26.13(Nuclear Science & Technology)

およそ-50ドルまでの大きな負の反応度が、黒鉛減速臨界集合体SHEで測定された。実験方法はKing-Simmons,Revised King-Simmons及びSjostrand流のパルス中性子法、中性子源増倍法及びロッドドロップ法である。この実験では多点測定を行うため、炉心内の各所に中性子検出器が設置された。各所でのデータを一点モデルで解析した所、King-Simmons及びRevised King-Simmons流のパルス中性子法を除くどの実験方法によった場合も空間依存性をもち、この依存性は未臨界度が大きくなるに連れて甚しかった。空間依存性の要因と思われる中性子束の空間高調波や動的歪の効果を相殺する目的で、空間積分法が核実験法に適用された。この結果、各実験方法間で反応度はよく一致し、約-50ドルまでの反応度で焼く5%の誤差であった。

報告書

大きな負の反応度の測定に関する研究

溝尾 宣辰

JAERI-M 7753, 176 Pages, 1978/08

JAERI-M-7753.pdf:6.15MB

本論文は大きな負の反応度の測定を目的とし、従来の測定法に対して理論的補正を行う方法を確立し、その研究成果をまとめたものである。体系の未臨界度を静的反応度と規定し、検出器の実効的中性子検出効率の定義を導入して、測定値をもとに静的反応度を求めるための理論的補正法を、中性子源増倍法、中性子源引抜き法、制御棒落下法およびパルス中性子源法について示している。FCA VI-2 B2、およびVII-1集合体による実験的検証では、検出器位置に依存しない反応度が求められ、それらは中性子源増倍法と中性子源引抜き法とでよい一致をみており、最大体の模擬制御棒を含む-10%$$Delta$$k/kに達する未臨界体系でも十分な精度で求められた。さらに、補正法の信頼性を数値的に、また変分法を用いて解析的に検討した結果、群定数などの誤差による補正係数の誤差は、同じ群定数を用いて計算で求めた反応度に比べて、一般に相当小さなものにとどまることが判明し、動力炉への適用性は充分に有ると考えられる。

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