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報告書

Analysis of measurements for a Uranium-free core experiment at the BFS-2 critical assembly

Hunter

JNC-TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-049.pdf:2.03MB

本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%$$delta$$k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.1$$sim$$1.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。

報告書

汎用詳細炉定数の整備

高野 秀機*; 金子 邦男*

PNC-TJ9500 98-002, 126 Pages, 1998/03

PNC-TJ9500-98-002.pdf:2.51MB

これまでの炉定数整備・改良研究の予測精度研究を発展させて、近年の多様なスペクトルを採用した高速炉、中速中性子炉及び熱中性子炉の炉心・遮蔽領域において一貫した解析評価を行うため、新たなフォーマットを採用した汎用の詳細解析用炉定数の概念を検討し、整備を行った。この汎用詳細炉定数の概念は、熱領域についてはSRACライブラリー、共鳴吸収領域は40keVまで拡張した超詳細群ライブラリー、高エネルギーは20MeVまでに拡張し、遮蔽計算にも適用できるようにVITAMIN構造の175群を採用している。ここでは、高速炉の国際ベンチマーク問題に対応できるように20核種について、20MeVまでの175群ライブラリーと重核についての超詳細群ライブラリー作成した。また、73群及び163群ライブラリーを作成して比較検討を行った。比較した核特性は、keff'中心反応率比及び反応率分布である。核特性計算は均質の1次元ベンチマークモデルで行い、従来の70群ライブラリーと比較した。その結果、keffについては-0.43$$sim$$0.26%の差が見られるが平均的には同等であった。中心反応率比及び反応率分布への影響は小さかった。

報告書

高速炉核特性の数値解析手法の改良(II)

竹田 敏一*; 木本 達也*; 北田 孝典*; 片木 洋介*

PNC-TJ9605 97-001, 100 Pages, 1997/03

PNC-TJ9605-97-001.pdf:2.82MB

本報告書は次の2部と付録から構成されている。第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良付録 高速炉におけるドップラー反応度解析のためのU238サンプルの実効断面積第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法の理論式の検討を行い、その後摂動モンテカルロ法の計算コードへの導入を行った。同じヒストリー数の計算を行ったところ、摂動モンテカルロ計算コードでの計算時間は、通常のモンテカルロ計算の1$$sim$$2割程度の増加であった。作成した摂動モンテカルロ計算コードを用いて行った試計算結果は概ね妥当であり、また偏差も十分に小さいことから、摂動モンテカルロ法の有効性が示された。 しかしながら、得られた摂動前後の固有値の差が評価手法により、正や負になる場合があること、また、摂動による中性子源分布の変化を考慮しない従来手法と、摂動による中性子源分布の変化を考慮する新手法の間で、計算結果に有為な差が見られないことから、さらに摂動モンテカルロ計算コードに対して検討を加える必要がある。第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良ノード法を用いた六角-Z体系用輸送計算コード「NSHEX」は、高速炉の炉心計算において非常に精度のよい評価を得ることがこれまでの研究で確かめられてきた。しかし非均質性の高い炉心においてややその精度が劣ることがわかっている。その原因として、ノード内空間分布を求める際用いる横方向もれの評価法が挙げられる。径方向スイープ時における、集合体からの径方向もれ分布を得るためには各ノード頂点中性子束を評価する必要がある。従来法では、その頂点の周囲のノード境界平均中性子束を用いている。新手法においては、その頂点近傍の中性子束分布を、いくつかの寄与が大きいと考えられるノード、およびノード境界の中性子束をパラメータとしてx,u 2次式で評価し、その分布式より頂点中性子束を算出している。以上の手法を用い、NEACRP 3D NEUTRON TRANSPORT BENCHMARKSの小型高速炉モデル、および実機「もんじゅ」体系を用いて検討計算を行った。その結果実効増倍率においては、多群モンテカルロ法によるGMVPに対して、どの手法もほぼ0.1%以内に一致する。各領域の中性子束も、数%以内に一致したものの、制御棒の挿入された体

報告書

PWR使用済燃料の燃焼度クレジット臨界ベンチマ-ク解析-軸方向燃焼度分布の効果-

野尻 一郎; 深作 泰宏*

PNC-TN8410 96-398, 91 Pages, 1996/12

PNC-TN8410-96-398.pdf:6.09MB

核燃料サイクル施設の臨界安全性の評価では、従来は核燃料の燃焼に伴って生じる反応度の低下を無視し、初期燃料組成を用いて解析を実施している。しかし、この方法では必要以上の安全裕度を見込むこともあり、施設の建設等において費用の高騰をもたらすこともある。経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、国際的に施設の設計及び建設時の費用低減要求が高まってきている背景を踏まえて、燃焼度クレジット評価への従来の臨界安全解析コードの適用性を検討するため、臨界ベンチマーク解析を実施している。本資料では、OECD/NEA燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析のPhase2として提案されたPWR使用済燃料を対象とした軸方向燃焼度分布の効果の計算結果について報告する。計算には、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)において開発されたSCALE4を使用した。Phase2は、PWR使用済燃料ピンの無限配列体系(Phase2-A)及び使用済燃料輸送キャスク体系(Phase2-B)について、初期燃料組成及び使用済燃料組成における中性子増倍率を計算し、FP核種、軸方向燃焼度分布等の効果を検討するために設定された課題である。計算の結果、Phase2-A及び2-Bいずれも燃焼度が30GWd/MTUを超える使用済燃料組成では、軸方向の燃料度分布を考慮した体系が中性子増倍率を高く評価する傾向があることが示された。また、Phase2-Aの課題を用いて複数燃料領域の体系を評価するためのSCALE4の3つの計算手順の比較を行い、いずれの計算手順を用いてもほぼ等しい計算結果が得られることを確認した。

論文

Evaluation of critical bucklings of light-water moderated low enriched UO$$_{2}$$ cores by the variable loading method

中島 健; 秋江 拓志

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1175 - 1179, 1993/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:71.57(Nuclear Science & Technology)

軽水減速低濃縮UO$$_{2}$$炉心の水平方向外挿距離$$lambda$$$$_{h}$$及び臨界バックリングB$$^{2c}$$を「装荷量変化法」により評価した。この方法では、種々の水平方向寸法の炉心の臨界水位データを使用する。本方法による誤差は、過去に行なわれた出力分布より水平方向外挿距離を求める「束形法」に比べて小さくなっている。「束形法」により求めた$$lambda$$$$_{h}$$及びB$$^{2c}$$は、炉心の水平方向寸法に対する臨界水位の変化を限られた範囲でしか再現できないのに対して、本方法の評価結果は全範囲においてこれを再現している。さらに、SRACコードによるセル計算においてB$$^{2c}$$を用いて実効増倍係数を求め、標準解としての連続エネルギーモンテカルロコードの結果と比較したところ、今回評価したB$$^{2c}$$を用いた計算結果は標準解と良一致を示した。以上より、装荷量変化法は束形法に比べ、水平方向外挿距離$$lambda$$$$_{h}$$及び臨界バックリングB$$^{2c}$$を精度良く決定できることが示された。

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。

論文

Subcriticality determination of low-enriched UO$$_{2}$$ lattices in water by exponential experiment

須崎 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(12), p.1067 - 1077, 1991/12

中性子実効増倍係数kに関する比較を行うため、軽水減速、軽水反射の低濃縮ウラン燃料格子炉心を対象としてパルス実験、指数実験及びモンテカルロ中性子輸送計算を実施した。実験では、測定された時間及び空間減衰定数から、炉心領域での中性子バランスを記述する簡単な炉物理モデルを用いてkを導出した。これら3種のkの間の差について、2群中性子拡散方程式を解析的に解くことにより検討したところ、炉心内のバックリングの差に起因することがわかった。もう1つのkとして、反射体領域を含む全領域での中性子バランスに基づくkを定義し、その値を実験的に求めたところ、3種の方法の間の差は著しく改善された。

報告書

ミキサセトラ工程のプルトニウム不均一濃度分布の臨界性への影響

阿見 則男; 三好 慶典; 館盛 勝一

JAERI-M 91-184, 31 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-184.pdf:0.94MB

再処理抽出工程では、有機溶媒流量減少のような工程異常時に4価プルトニウム(Pu(IV))が抽出器内に蓄積をする可能性がある。このような蓄積で、Pu(IV)濃度がある限界を超えると第3相と呼ばれるPu(IV)、硝酸、TBPを高濃度で含む相が形成され、界面位や濃度分布、更に有機溶媒組成に大きく影響する。本報告では、界面位や濃度分布、有機溶媒組成等が抽出器の臨界性に及ぼす影響をMULTI-KENOを用いて調べた。多群核定数ライブラリはENDF/B-IVから作成したMGCL-26群とよび137群のデータセットを用いた。その結果、蓄積により高濃度になった有機相を、水相とみなして臨界計算を行っても中性子実効増倍係数の相違は1%程度であること、抽出器内で考えられる濃度範囲では燃料が抽出器中央に集まるような分布が中性子実効増倍係数をより大きくすること、TBPが通常濃度の30%より高くなると中性子実効増倍係数が減少することがわかった。

報告書

JENDL-3Tと-3T/Rev.1のベンチマーク・テスト

高野 秀機; 金子 邦男*

JAERI-M 89-147, 76 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-147.pdf:1.52MB

JENDL-3T核データより70群高速炉用群定数セットJFS-3-J3Tを作成し、1次元ベンチマーク計算及びZPPR-9とFCA-IV-2炉心の解析を行った。その結果は次のように要約される。実効増倍係数はPu炉心で0.6%過小評価、U炉心で2%過大評価である。中心反応率比については、$$^{239}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$/$$^{235}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$は実験値と一致が良いが、$$^{238}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$/$$^{239}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$$$^{238}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$/$$^{235}$$$$delta$$$$_{f}$$$$phi$$は過大評価である。ドップラー及びNa-ボイド反応度は実験値との一致が良い。更に反応率分布はJENDL-2でのC/E値の半径方向依存性を改善する傾向にある。JENDL-3Tの改良版JENCL-3T/Rev.1のベンチマーク・テストの結果は、JENDL-3Tよりも良い核特性予測を示した。

報告書

Mihalczo法におけるインポータンスの一考察

古橋 晃*

PNC-TN1410 89-001, 19 Pages, 1989/01

PNC-TN1410-89-001.pdf:0.79MB

未臨界度測定のためのMihalczo法又はそのバリエーションは中性子相関の観測量を巧妙に組合せて行う方法であるが、観測量の解釈には中性子インポータンスの知識が必要になる。このインポータンスは通常別に計算で求めるが、基本モード随伴中性子束に立脚して検出器位置不依存量として算出する従来の方法に対し、検出器依存型のインポータンスを導入して、観測量の解釈をより現実的なものとする方法を提案した。これは高次モードの多数項展開で検出器依存性を取扱う方法の代案となり得る。

報告書

Mihalczo法の2計数管化の検討

古橋 晃*

PNC-TN1410 88-001, 9 Pages, 1988/11

PNC-TN1410-88-001.pdf:0.36MB

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。

報告書

Scaling of Thermonuclear Fusion Neutron Yield on Doublet III Tokamak

阿部 充志*; 永見 正幸; 平山 俊雄; 亀有 昭久*; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 嶋田 道也; T.Angel*; F.Blau*; R.Chase*; et al.

JAERI-M 87-038, 25 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-038.pdf:0.8MB

中性子入射加熱(最大4.6MW)時のダブレットIIIでの重水素プラズマからの中性子の発生量を調べた。これにより発生量に関する比例則を得、またイオンに関する輸送理論から予測される値との比較を行なった。実験で得られた中性子発生量は、所謂Hモ-ド放電の場合、P$$_{a}$$$$_{b}$$$$_{s}$$$$^{4}$$・Ip$$^{2}$$・Ne$$^{-}$$$$^{2}$$ に比例し、新古典理論に基づく予測と良く一致する。4.6MW加熱時の中性子発生率は1.2$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$(個/秒)であった。等価核融合出力増倍係数QとしてD(50%)-T(50%)プラズマに換算すると、Q=7.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$に相当し、T(100%)プラズマに換算すると、加熱用高速Dとの反応によりQ=8.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$となる。リミタ放電の場合、中性子発生量は少ない。

論文

Critical experiments using an axially heterogeneous assembly and their analysis

弘田 実彌; 中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章

Nuclear Science and Engineering, 87, p.252 - 261, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:68.87(Nuclear Science & Technology)

非均質LMFBR炉心の実験的研究を軸方向に非均質構造をもつFCAVII-3集合体を使用して行なった。これらの集合体に挿入された内部ブランケットは組成、配置および厚さにおいて異なるものである。解析にはJAERI-FastセットVersion IIと2次元(R-Z)拡散コードを使用し、輸送効果を評価するためにS$$_{4}$$計算を行なった。計算と実験結果の比較によって、固有値と炉心中のPuサンプル価値は均質集合体では良く再現されるが、非均質集合体では過小評価されることが明らかになった。非均質集合体における$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの捕獲率は、内部ブランケット中では炉心に較べて過小評価されている。非均質および均質集合体間での観測されたNaボイド価値の予測における不一致を解決するためにはさらに研究を行うことが必要である。

論文

Accuracy of interpolation methods for resonance self-shielding factors

高野 秀機; 松井 泰*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(2), p.152 - 161, 1981/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:74.64(Nuclear Science & Technology)

共鳴自己遮蔽因子の内挿には様々な内挿公式が使用されている。様々な内挿法の精度を、厳密な計算値との比較よって検討した。その結果、三次元スプライン内挿法が最も安定して精度が良く、かつ計算時間も短いことがわかった。更に様々な内挿法間の相違が高速炉の核特性へ及ぼす影響がJAERI-Fast Set Version IIを用いて計算された。その影響の大きさは、代表的な高速炉において次のように要約される。実効増倍係数に対して0.2%、制御棒反応度価値に対して1.5%、ドップラー効果に対して6%、ブランケット領域の反応率分布に対して2.5%存在し、ナトリウム・ボイド係数に対しては無視できる。

論文

Doppler effect of structural materials in fast reactors

高野 秀機; 井上 英明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(4), p.315 - 318, 1981/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

構造材のドップラー効果の実効増倍係数(keff)と等温ドップラー係数へ及ぼす影響が調べられた。0から300Kの温度変化によるドップラー反応度は、MZBのような原型炉クラスの高速炉では、0.2%以上keffに影響する。更に構造材ドップラー効果は、SEFOR炉心で等温ドップラー効果に約8%寄与する可能性が存在する。 FCA炉心での鉄とステンレス・サンプルドップラー実験の解析を行ない、構造材物質の捕獲断面積の温度依存性を調べた。その結果、構造材に対する正確な核データ評価、特に1~200keV領域での鉄の共鳴に対する評価が要求されることが分った。

論文

Effective multiplication factors and reaction rates calculated with fission spectra of U-235,U-238 and Pu-239

高野 秀機; 金子 邦男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(3), p.236 - 238, 1981/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

炉計算はEXPANDA-G、SLAROM、CITATION、ANISN-JR、TWOTRAN-IIなどの拡散及び輸送コードを用いて行なわれている。しかしこれらのコードでは分裂スペクトルの核種及び領域依存性は考慮されていない。従って、ここでは分裂スペクトルの領域及び核種依存をEXPANDA-G一次元拡散コードで考慮できるようにし、実効増倍係数と反応率分布へ及ぼす影響が調べられた。炉心では炉中心での中性子スペクトルを用いて、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの分裂スペクトルの平均スペクトルが用いられる。 計算の結果、ZEBRA-3炉心のように$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uが多量に含まれている場合、FCA-V-2のようにUとPuの混合燃料炉心、FCA-VI-2のようにドライバー領域をもった炉心では、特に1つの分裂スペクトルの仮定は無視できない誤差を生み出し、実効増倍係数に対し、0.3%以上、反応率($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$$$sigma$$f)分布に対し、ブランケット部で4~8%の過大評価であった。

報告書

Computer Program JN-METD3 to Deal with Neutron and Gamma-ray Transport in Multilayer Slabs by the j$$_{N}$$ Method

朝岡 卓見

JAERI-M 8672, 89 Pages, 1980/02

JAERI-M-8672.pdf:1.96MB

多重層平板系中の中性子とガンマ線の多群エネルギーモデルでの輸送を、非等方散乱も考慮して記述するj$$_{N}$$法の基礎方程式が示された後、定常問題を、空間についてはj$$_{7}$$近似、散乱角に対してはP$$_{3}$$近似を用いて解くFORTRAN-IV計算プログラムJN-METD3が詳細に説明されている。この計算コードでは、境界に平面線源のある平板体系中の放射線線束が、空間、角度、エネルギーの関数として計算される。また、積分型輸送方程式の固有値、すなわち、平板状原子炉の有効増倍係数あるいは中性子の漸近減衰定数、及び固有関数、すなわち、空間、角度、エネルギー依存の中性子束分布も求められているようになっている。

報告書

Effect of Difference Between Group Constants Processed by Codes TIMS and ETOX on Integral Quantities

高野 秀機; 松井 泰*; 石黒 幸雄

JAERI-M 7724, 78 Pages, 1978/06

JAERI-M-7724.pdf:3.43MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puの群定数を評価済み核データJENDL-1を用いて、プロセスコードTIMSでもって作成した。湿度と組成依存の自己遮蔽因子を異核種間の干渉効果を考慮した場合と考慮しない場合について計算した。ETOXコードで用いられている近似計算法の精度を評価するために、TIMSとETOXで作成した群定数を用いて積分量:増倍係数、ナトリウム・ポイド及びドップラー反応効果、を計算し、それらの結果を比較した。自己遮蔽因子間にはかなりの差が各エネルギー群で見られるが、ここで考慮された高速臨界集合体の計算においては、これら2つのセットで計算された積分量は互いによく一致している。この一致は偶然的な誤差の打ち消し合いのためである。

報告書

密度係数法の大型高速炉への適用性

飯島 勉

JAERI-M 6063, 19 Pages, 1975/03

JAERI-M-6063.pdf:0.77MB

FCA VI-1炉心の密度係数を用いて大型高速炉の臨界性を予測する場合の精度、適周性等について検討した結果の報告である。密度係数法は臨界実験を行なう体系において炉心構成物質の密度係数を測定して、組成、体積の異なる炉心の臨界性を実験値にもとづく外挿により求めようとする方法である。これは組成外挿と体積外挿の2つのステップに分けられる。組成外挿については、-30%$$Delta$$k/k以上の大きな組成変化に対しても0.3%$$Delta$$k程度の精度で臨界性が外挿予測出来ることが示された。体積外挿についても2倍程度の体積変化に対しては問題がなく、6倍以上も大きい炉心に対しても実用的な精度で外挿出来ることが示された。これらのことは、Na冷却大型高速炉に関するかぎりほとんどすべての炉心の臨界性は、VI-1炉心から外挿可能であることを示している。

報告書

積分量の感度係数と一般化摂動法

三谷 浩; 黒井 英雄

JAERI-M 4760, 39 Pages, 1972/03

JAERI-M-4760.pdf:1.15MB

群定数修正では種々の積分量の感度係数を用いねばならないが、これを計算する方法について述べる。通常は摂動論による方法が用いられている。臨界量或は実効増倍率に対しては従来から用いられている摂動論が適用出来る。しかし反応率の比、反応度価値及びその比に対してはUsachev、Gandiniによって与えられた一般化摂動法を用いねばならない。この方法では任意の物理量に対する世代別のインポータンスが主役を占めている。これはインポータンスが従う方程式を積分方程式に変換し、Neumann級数展開で求める時の級数の各項に対応していることを示す。次にUsachevの理論を非均質系に応用し、摂動の領域から領域への伝播は非常に興味ある過程を含んでいることを明らかにする。又Usachevの公式と全く同じものを摂動系と無摂動系の中性子束の差を直接直交函数で展開することにより求め両方法の得失を論じる。最後に群定数修正で用いる積分測定量の感度係数の具体的な数値例を与える。

報告書

高速炉系の組成特性量に関する実験的研究

中野 正文

JAERI-M 4559, 53 Pages, 1971/08

JAERI-M-4559.pdf:2.39MB

炉心中心セルの反応度価値から組成特性量の一つであるk$$_{m}$$$$^{+}$$を実験的に求める方法を提案する。K$$_{m}$$$$^{+}$$は基本モードスペクトルにおける一種の無限増倍係教ともいうべき量で高精度の計算が可能である。FCAにおける実線の結果、この方法で核計算に用いる断面積セットの評価に有効なデータが得られることが分った。さらに、この測定原理から無限増倍係数k$$_{infty}$$の測定に対する新しい解析方法が導かれる。FCAにおけるk$$_{infty}$$の測定をこの新しい方法で解析し、従来の方法と比較検討した。この方法によって高速炉系におけるk$$_{infty}$$実験の理論的根拠が明確になるとともに実験の解析に必要な計算を簡単化することか出来る。一連の実験から、直径か平均自由行程の15倍程度の大きさのテストゾ-ンをもつゾーン系によって典形的な大型高速炉の炉心組成のk$$_{m}$$$$^{+}$$の値を$$pm$$0.01あるいはそれ以上の精度で求められることが分った。

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