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報告書

核設計基本データベースの整備(XII) - FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価 ‐

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC-TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

報告書

核設計基本データベースの整備(XI) ‐ 高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析 -

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC-TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

報告書

スプライン・フイッテング法を用いた$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの断面積評価

高野 秀機; 中村 康弘; 桂木 学

JAERI-M 8030, 25 Pages, 1979/01

JAERI-M-8030.pdf:0.75MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの分裂断面積及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの捕獲断面積の評価をスプライン・フィッテンダ法を用いて行った。評価は考慮した各エネルギー群での平均断面積が一定であるという条件を満足するように行われた。ここで用いた平均断面積は、群定数修正法によって得られたJAERI-Fast、Set VersionIIの値である。即ちここで求めた評価値は修正群定数を再現するものであり、積分データから微分データへのフィードバックの情報である。本報告にはスプライン・フィッテング・コード、SPLINE-XEの使用法も示されている。

報告書

Cross section data and specifications of AGLI/0 for fast reactor analysis; Adjusted group library by integral data

黒井 英雄; 東稔 達三

JAERI 1230, 35 Pages, 1973/11

JAERI-1230.pdf:1.21MB

現在要求されている積分測定値の解析精度を妥当な計算時間内で求めるため、いわゆる群定数と呼ばれたいるデーターと核データーの中間的な核断面積データーAGLIライブラリが作成された。AGLIに課せられた主な特徴はスペクトル解析コードに複雑な処理えお行なわずに直接入力可能なこと及び積分測定値による修正か簡単に行なわれる事であるこの為全断面積、核分裂及び吸収断面積は等レサデ間隔の1950群構造を持ち所自己遮蔽因子はヒストグラフ表示によって表されている。非弾性散乱は各レヴェルごとに上記群数で与えられている。核分析当りの中性子数及び散乱の異方性はレサデに関しチェビシェフ展開されその係数データーとして与えられている。本AGLIは計算コードシステムDOYCおよびオンライン修正システムARCADIAと結合され、解析修正が行なわれ上記要求うぃ充分満たすものであることが示され、今後の利用が期待できる。

論文

ベンチ・マーク・テストに基づいたJAERI-Fast Setの改訂

高野 秀機; 長谷川 明; 桂木 学

第1回トピカルミーティング報文集; 高速炉物理, p.68 - 76, 1973/00

最近の核データの不確かさが積分データに及ぼす影響がU-238,U-235,Pu-239の3つの主要核種について考察され、その効果は極めて大きいことが確かめられた。又U-238,U-235,Pu-239の分裂と捕獲断面積を1.0keVから10.5MeVまで一様に変動させて各断面積の積分データに及ぼす効果が詳しく調べられ、それらの結果を考慮して、JAERI-Fast Setの群定数修正の第1段階として主要3核種の断面積の修正を最小自乗法を用いて行った。その結果実効増倍率の濃縮比に対する勾配を解消し、一応核データの不確かさ内で妥当と思われる値を見い出すことができた。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,3; MA核変換関連測定データの体系的整備・評価

杉野 和輝; 竹田 敏一*; 藤村 幸治*

no journal, , 

炉心設計に反映可能なMA積分実験データベースの構築のため、国内外のMA核変換に関連する測定データの整備を行っている。その一環として、英国の原型炉PFRにおいて行われたMAサンプル照射試験のデータを収集・精査し、PFRにおける照射後MAサンプル組成データの有用性を評価した結果について報告する。

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