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論文

IAEA低濃縮ウランバンク; 国際管理構想の実現に向けて

玉井 広史; 田崎 真樹子; 須田 一則

日本原子力学会誌, 60(1), p.25 - 29, 2018/01

IAEAが低濃縮ウランの貯蔵・供給を管理する構想が実現の運びとなった。このIAEA低濃縮ウランバンクは、機微技術の拡散に加え今世紀に入ってテロリストによる悪用の懸念の増大を受け、核燃料の供給保証によって濃縮・再処理に係る技術開発のインセンティブを下げることを目指した様々な構想の一つであり、IAEAの場における議論を通じて核燃料供給及びバンクサイトの要件が規定され、2018年には正式に運用を開始する予定である。本構想の経緯、意義、今後の動向を紹介する。

論文

核セキュリティに関する国際動向と日本の貢献; 2016年ワシントン核セキュリティ・サミットの概要と今後の国際的な核セキュリティ強化に向けた課題

田崎 真樹子; 須田 一則

日本原子力学会誌, 58(10), p.594 - 598, 2016/10

2016年3月31日-4月1日に米国ワシントンD.C.で最後となる第4回核セキュリティ・サミット(NSS)が開催された。本稿では、これまでのNSSの経緯、第4回NSSの概要、NSSの成果と日本の貢献を概観するとともに、ポストNSSの課題と日本の役割について概説する。

報告書

CANDLE燃焼方式の種々の原子炉への適応に関する研究,原子力基礎研究H13-002(委託研究)

関本 博*

JAERI-Tech 2005-008, 111 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-008.pdf:15.9MB

CANDLE燃焼は原子炉の新しい燃焼法であり、これを採用すると、燃料領域は、燃焼に伴い核種数密度や出力の空間分布を変えることなく、軸方向に出力と比例した速さで移動していく。燃焼反応度制御のための装置は不要であり、燃焼が進んでも反応度も炉特性も変化しない。安全はもとより安心を与える原子炉と言えるであろう。この燃焼法を中性子経済に優れる高速炉に適用すると、取替新燃料として濃縮ウランやプルトニウムを必要としなくなり、新燃料として用いた天然ウランや劣化ウランの約40%が燃える。われわれは既に大量の劣化ウランを保有しているが、これを用いれば、ウラン採鉱も濃縮施設も再処理施設も無しに、何百年も原子力を利用し続けることができる。また燃焼度の高い分、使用済み燃料の量も飛躍的に少なくなる。このような高燃焼度を達成するためには革新的な燃料を開発する必用がある。これには多くの時間がかかるであろうが、被覆材を交換するだけの簡易再処理を採用すれば、上記のシナリオは容易に達成できる。高速炉への本燃焼法の適用には幾つかの技術開発を必要とするが、ブロック燃料を用いた高温ガス炉ならほとんど技術開発無しに適用することが可能である。本書では、高温ガス炉と中性子経済に優れる高速炉への適用についての研究について説明する。

論文

Criticality safety benchmark experiment on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 28-cm-thickness slab core

山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.05(Nuclear Science & Technology)

10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%$$Delta$$kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。

報告書

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC-TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

報告書

JCO臨界事故の投入反応度推定のためのバイアス評価

山本 俊弘; 中村 剛実*; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2001-001, 30 Pages, 2001/02

JAERI-Data-Code-2001-001.pdf:1.53MB

JCO臨界事故における投入反応度を臨界計算から推定するために、臨界計算手法のバイアス評価を行った。臨界計算にはMNCP4Bを使用し、断面積ライブラリーとしてはポイントワイズのJENDL-3.1,JENDL-3.2,ENDF/B-Vを用いた。これらを用いて濃縮度10wt.%の溶液ウランを用いたSTACYの臨界実験解析と、Rocky Flats Plantで行われた濃縮度93.2wt/%の臨界実験の解析を行った。その結果、JCOの溶液燃料の濃縮度18.8wt%に対してJENDL-3.1,JENDL-3.2,ENDF/B-Vを用いた場合の実効増倍率のバイアス値はそれぞれ0.0%,+1.2%,+0.6%となった。

報告書

高濃度溶解時におけるUO2の溶解挙動評価試験

佐野 雄一; 新井 健太郎*; 桜井 孝二*; 柴田 淳広*; 野村 和則*; 青嶋 厚*

JNC-TN8400 2000-032, 98 Pages, 2000/12

JNC-TN8400-2000-032.pdf:1.94MB

再処理プロセスへの晶析工程の導入時に必要となる高濃度U溶液の調製、さらにはその際の有効な手法の一つである粉体化燃料を対称とした溶解に関連し、U濃度が最大800g/Lまでの領域におけるUO2粉末の溶解挙動を明らかとすることを目的として、溶解挙動に及ぼす最終U濃度、溶解温度、初期硝酸濃度、粉末粒径及び燃料形態の影響について評価を行った。また、得られた結果をもとに高濃度溶解時における照射済MOX燃料の溶解挙動について評価を行い、晶析工程への高HM濃度溶液供給の可能性について検討を行った。試験の結果、最終U濃度、粉末粒径の増大及び溶解温度、初期硝酸濃度の減少に伴う溶解性の低下が認められた。さらに、UO2粉末及びUO2ペレットの高濃度溶解時においても、最終U濃度が溶解度に対して十分低い(U濃度/溶解度$$<$$約0.8)溶解条件下では、fragmentationモデルに基づいた既報の評価式によりその溶解挙動の予測が可能であることを確認した。晶析工程への高HM濃度溶液(500g/L$$sim$$)供給の可能性については、従来の燃料剪断片を用いた溶解では、高HM濃度の溶液を得ることが困難(溶解時間が大幅に増加する)であるが、燃料を粉体化することにより速やかに高HM濃度溶液を得ることができるとの見通しを得た。粉体化した燃料の溶解時に懸念される溶解初期のオフガスの急激な発生は溶解条件を考慮することによりある程度回避できるものと考えられ、今後オスガス処理工程の最大処理能力を踏まえた上で溶解条件の最適化を進めることが重要となる。

報告書

BFS臨界実験解析; BFS-62-1体系の解析

杉野 和輝; 岩井 武彦*; 庄野 彰

JNC-TN9400 2000-098, 182 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-098.pdf:5.74MB

ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62の実験解析を実施している。本報告書は、BFS-62シリーズにおいて最初に構築された体系であるブランケット付き濃縮U02燃料炉心BFS-62-1体系の実験解析に関するものである。解析においてはJUPITER実験解析等で用いられてきた高速炉の標準解析手法が採用されているが、3次元解析を行うための十分な情報が得られていないために2次元RZ体系計算による解析を中心に行い、3次元解析については予備評価に留めた。また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算により、JUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。実験解析の結果、臨界性、反応率比については実験値との良い一致が得られた。他方、反応率分布については、不純物水素含有の有無による2種類のNaの配置を正確に取り扱う必要があり、これを忠実にモデル化できる3次元解析が不可欠であることが明らかとなった。また、ブランケット領域、遮蔽体領域における反応率にも改善の余地が大いにあることが分かった。制御棒価値については、その形状をより正確に取り扱うことの可能な3次元解析モデルの適用により、解析結果の改善が見られた。更に、Naボイド反応度については、測定された反応度が非常に小さいことに加え、解析の不確かさが非常に大きいことから、当面はその情報を炉定数調整に用いるべきではないと判断される。JUPITER実験の解析結果とBFS-62-1体系実験の解析結果を用いることにより炉定数調整計算を行った。その結果、実験値からのずれの大きいBFS-62-1体系反応率分布解析結果の使用は炉定数調整に悪影響を及ぼすものの、それを除いた臨界性、反応率比、制御棒価値解析結果のみを用いた場合は、妥当な調整結果が得られることが分かった。このように、BFS-62-1実験解析とJUPITER実験解析との間には整合性の見られることが分かり、BFS-62-1実験解析データの活用はJUPITER実験では不足していたU-235の情報を補完する観点から非常に有効であるとの見通しが得られた

報告書

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC-TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC-TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

論文

Current status of criticality safety experiment in NUCEF and its enhancement of facility function toward Pu experiment

竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09

NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。

報告書

中濃縮ウラン燃料6体装荷のJMTR混合炉心の安全解析

田畑 俊夫; 小向 文作; 長尾 美春; 島川 聡司; 小池 須美男; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-021, 68 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-021.pdf:2.6MB

JMTRでは1994年の第111サイクルから、1炉心あたり濃縮度約20%のLEU燃料(標準燃料要素20体、燃料フォロワ5体)と濃縮度45%のMEU燃料(標準燃料要素2体)を装荷した混合炉心で運転を行っている。保有する未使用のMEU燃料の有効利用と早期使用を促進するため、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を増加させる検討を行った。その結果、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を現在の2体から6体に増量することにより、炉心の核特性を大幅に変更することなく、かつ、MEU燃料の有効利用を進めることが可能であることがわかった。これに基づき、MEU燃料を6体装荷した炉心の安全解析を行い、現行の設置許可に述べられた安全性に関する設計方針及び安全評価の判断基準を満たすことを確認した。

報告書

平成9年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 280T平板炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.

JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-023.pdf:2.89MB

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では、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。

報告書

STACY800mm$$phi$$円筒炉心における10%濃縮ウラン硝酸水溶液燃料を用いた臨界実験の予備解析

曽野 浩樹; 三好 慶典; 大野 秋男

JAERI-Tech 98-016, 88 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-016.pdf:3.19MB

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では、直径800mmの円筒タンクにおいて、ウラン濃縮度10wt%のウラン硝酸水溶液燃料を用いた一連の臨界実験を計画している。これらの臨界実験では、ウラン濃度及び燃料温度を実験パラメータとして、臨界液位及び温度反応度係数の測定を主な目的とする。そこで、ウラン濃度調整のための溶液燃料希釈計画の見通し、及び燃料温度上昇時の反応度効果等を把握するため、臨界実験の予備解析を行った。予備解析で求められた炉心パラメータの簡易評価式は、詳細計算の結果と比較しても$$pm$$0.1~3.5%の近似精度であり、十分な精度で実験計画及び運転管理に供することができる。また、温度反応度係数が約3.85cent/$$^{circ}$$Cと見積もられた。

論文

Application of a Phoswich detector for simultaneous counting of $$alpha$$- and $$beta$$($$gamma$$)-rays in a rotating drum-cell type monitor

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*; P.Howarth*

INMM 39th Annual Meeting Proceedings (CD-ROM), 27, 6 Pages, 1998/00

回転ドラムセル型モニターに、従来使用されていた$$alpha$$線計測用のSi検出器などの代わりに、著者らが開発した$$alpha$$及び$$beta$$($$gamma$$)線同時計測用ZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器を応用し、その性能を調べた。同モニターは、$$alpha$$放射体のプロセス濃度モニタリング用として原研NUCEFに設置されているもので、装置の一部を改造し、濃縮ウラン溶液を利用して性能試験を行った。発表では、ホスウィッチ検出器、同モニターの改造、$$alpha$$及び$$beta$$($$gamma$$)線強度とウラン溶液濃度との関係、濃度モニタリング結果、装置の課題、Si検出器で得られた性能との比較などについて述べる。

論文

Experience in the implementation of physical protection measures of nuclear material at the JAERI Tokai Establishment

中田 宏勝; 三坂 侃; 鶴田 晴通

Physical Protection of Nuclear Materials:Experience in Regulation,Implementation and Operations, p.195 - 200, 1998/00

東海研究所には、現在、防護対象核物質を取り扱う施設が21ある。原研における核物質防護は1970年代半ばに始まり、1979年までに、区分Iと区分IIの核物質量を取り扱う施設について管理体制の確立と施設の改良を完了している。1989年には、法律に基づき核物質防護規定を定めるとともに、区分IIIの核物質量を取り扱う施設についても、必要な措置を講じた。東海研究所では広大な敷地の中に防護対象施設が散在していることから、防護区域は防護対象施設だけに限定し、さらに区分I施設については、その外側に周辺防護区域を設定している。東海研究所の核物質防護は20年を経たが、幸いにして、この間、核物質防護上の問題又は不法行為もしくはそれに類することは発生していない。

論文

回転ドラム式アルファモニターの改良とその性能試験

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*

第18回核物質管理学会 (INMM)日本支部年次大会論文集, p.142 - 148, 1997/11

原研NUCEFに設置されている回転ドラム式$$alpha$$モニターを一部改良して、濃縮ウラン溶液を利用してSi検出器とZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器による性能試験を行った。$$alpha$$線のみを測定対象としたSi検出器による試験では、4桁にわたる濃度範囲において、優れた相関関係が得られた。感度が高く、低レベル$$alpha$$放射能溶液の濃度モニタリングに適していることがわかった。一方、ホスウィッチは発表者らが開発中の検出器であり、$$alpha$$線と$$beta$$($$gamma$$)線双方の同時計測が可能である。この検出器による試験では、$$alpha$$線の測定についてはSi検出器とほぼ同等の性能が得られたばかりでなく、$$beta$$($$gamma$$)線強度の監視によりFP等の混入の程度も推定できることを確認した。

報告書

年報

not registered

PNC-TN1440 97-005, 76 Pages, 1997/09

PNC-TN1440-97-005.pdf:3.92MB

1高速増殖炉の開発1.1高速実験炉「常陽」の運転1.2高速増殖原型炉「もんじゅ」の建設、試運転1.3FBR研究開発2新型転換炉の開発2.1原型炉「ふげん」の運転2.2ATR研究開発3ウラン探鉱・転換開発3.1海外調査探鉱3.2探鉱・製錬技術開発3.3環境保全対策3.4転換技術開発4ウラン濃縮技術の開発4.1ウラン濃縮工場4.2遠心分離法技術開発4.3レーザー法濃縮技術開発5プルトニウム燃料の開発5.1MOX燃料製造5.2MOX燃料製造施設建設5.3プルトニウム燃料研究開発5.4プルトニウム混合転換技術開発6使用済燃料の再処理6.1再処理工場運転6.2高速炉再処理技術開発6.3再処理基盤技術開発7放射性廃棄物の環境技術開発7.1高レベル放射性廃棄物処理技術開発7.2高レベル廃棄物地層処分研究開発7.3TRU廃棄物の処分研究7.4地層科学研究7.5国際協力8創造的・革新的研究開発8.1新概念の創出に向けた研究8.2原子力基盤技術開発8.3陸域地下構造フロンティア研究9核物質管理と核不拡散対応9.1核物質管理・核物質防護9.2核不拡散対応9.3保障措置9.4核物質輸送10安全管理と安全研究10.1安全管理10.2品質保証・許認可10.3安全研究11関連共通事業11.1企画・調整・評価11.2技術協力・開発技術の利用・技術管理・情報センター11.3国際協力11.4技術者研修・養成12一般管理業務12.1人員12.2組織機構12.3広報活動

報告書

平成7年における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 600$$Phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液

曽野 浩樹; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 児玉 達也*; 大野 秋男; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 外池 幸太郎; 馬野 琢也*; et al.

JAERI-Tech 97-005, 107 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-005.pdf:3.26MB

日本原子力研究所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は、600$$Phi$$円筒炉心において10%濃縮ウラン溶液燃料を用い、平成7年2月23日に初臨界を達成した。その後燃料のウラン濃度を初期濃度310gU/lから225.5gU/lまで段階的に変化させ、水反射体有り及び裸の2体系において臨界実験を行った。本書は、初回臨界以降平成7年に実施した運転番号R0001からR0056の計56回のSTACYの運転について燃料希釈、燃料サンプリング及びSTACYの運転管理に関するデータをまとめたものである。

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。

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