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報告書

FCA XX-1炉心におけるガス膨張機構(GEM)の反応度価値測定と解析(共同研究)

大井川 宏之; 安藤 真樹; 飯島 進; 高木 直行*; 植松 眞理マリアンヌ*

JAERI-Research 2001-036, 48 Pages, 2001/06

JAERI-Research-2001-036.pdf:2.38MB

大型高速炉の冷却材循環ポンプ停止時に負の反応度フィードバックを与えることを目的としたガス膨張機構(GEM)の模擬試験を高速炉臨界実験装置FCAにおいて実施した。炉外GEMと炉内GEMについて反応度効果を測定し、計算と比較して予測精度を検討した。炉外GEMでは、構造材である鉄の自己遮蔽効果を適切に評価する必要があることがわかった。決定論的手法では10~20%の過大評価となるが、モンテカルロ法を用いると予測精度を10%以内に改善できることがわかった。炉内GEMでは、中性子ストリーミング効果を考慮できるようなセル均質化法を採用する必要があることがわかった。最小二乗法による成分別予測精度評価の結果、非漏洩成分は10~20%の過大評価であるが、漏洩項は実験誤差の範囲内で実験と計算が一致することが明らかとなった。

報告書

鉛スペクトロメータを用いたテクネシウム-99の中性子捕獲断面積測定の予備検討

小林 捷平*

JNC-TJ9400 2000-009, 63 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-009.pdf:2.48MB

本研究の前半では、長半減期を有する核分裂生成物(FP)の代表的核種であるTc-99について、まず、中性子核データの現状、評価済核データについて調査を行った。次に、京都大学原子炉実験所の電子線型加速器と組み合わせて付設されている京都大学鉛スペクトロメータ(KULS)を用いて、99Tc(n,$$gamma$$)100Tc反応断面積を熱中性子から1keVのエネルギー領域において測定した。中性子捕獲によって放出される即発ガンマ線は、アルゴンガス入り比例計数管を用いて測定した。入射中性子束/スペクトルの測定はBF3比例計数管によって行い、捕獲断面積の絶対値は10B(n,$$alpha$$)反応によって求めた相対測定値をTc-99の熱中性子断面積に規格化した。Tc-99試料に対する中性子自己遮蔽効果は、MCNPコードを用いた計算によって補正した。Chouらが鉛スペクトロメータを用いて測定したTc-99の中性子捕獲断面積は、本測定値より全体に高いがエネルギー依存性はよく一致している。ENDF/B-VI、JENDL-3.2の評価済核データは、5.6、20eV共鳴領域及び数100keV以上で高くなっている。本研究の後半では、鉛スペクトロメータの原理とその構築、諸特性についてまとめた。中でも、KULSの特性として(1)中性子減速時間t($$mu$$s)とエネルギーE(keV)の関係(ビスマス孔:E=190/tの2乗、鉛孔:E=156/tの2乗)及び(2)エネルギー分解能(ビスマス孔、鉛孔共に約40%)に関しては共鳴フィルターを用いて実験的に求め、(3)飛行時間分析法によってKULS体系中の中性子スペクトルを測定した。一方、MCNPコードを用いてKULSの諸特性を計算した結果、全体に実験値とよい一致を示した。

報告書

Analysis of the Rossendorf SEG experiments using the JNC route for reactor calculation

Dietze, K.

JNC-TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-99-089.pdf:0.66MB

核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。

報告書

Development and application of an on-line tritium production rate measuring method

山口 誠哉

JAERI-M 89-074, 109 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-074.pdf:2.51MB

中性子・ガンマ線混在場における$$^{6}$$Li、$$^{7}$$Liガラス・シンチレータの応答の差を利用して、DT中性子で照射された核融合炉ブランケット模擬体系中のトリチウム生成率を、高感度、オンラインで、かつ高精度に測定する方法を開発した。特に、シンチレータが中性子束に与えるパータベーション(自己遮蔽効果および中性子束低下)、および、シシチレータのサイズが生成荷電粒子であるアルファ粒子・トリトンの飛程に比べて十分大きくないために生ずる波高分布の歪み(端効果)について、実験、理論およびモンテカルロ・シミュレーションにより詳しい検討を加えた。本測定法をブランケット模擬体系中のトリチウム生成率分布測定に適用し、$$beta$$線計数法による結果と良い一致を得た。さらに、$$^{6}$$Li、$$^{7}$$Liガラス・シンチレータ同時測定、検出器の超小型化、強電磁場への適応を目的として、本測定法への光ファイバーの応用も行なった。

論文

The Effect of self-shielding of the iron inelastic scattering cross section on neutron spectra

高野 秀機; 金子 邦男*

Nuclear Science and Engineering, 77, p.250 - 256, 1981/00

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

鉄の非弾性散乱断面積の自己遮蔽因子を評価済み核データファイルENDF/B-IVとJENDL-2から計算し、その遮蔽効果が中性子スペクトルへ及ぼす影響を、高速炉臨界集合体ZPR-3-54とMZBに対して調べた。この遮蔽効果はスチール反射体中で顕著で、スペクトラムをより固くすることがわかった。反応率分布はこの遮蔽効果を考慮することによって、ブランケット部と反射体部において、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$$$sigma$$fと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$$$sigma$$fに対しては小さく、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$$$sigma$$fに対してはより大きくなることが分った。 この鉄の非弾性散乱断面積の自己遮蔽効果は、原子炉の遮蔽計算や鉄の集合体におけるスペクトラム実験解析においては考慮されるべきものである。

論文

RI製造における中性子自己遮蔽効果の評価

中村 治人; 山林 尚道

日本原子力学会誌, 12(1), p.2 - 6, 1970/00

RIを製造するさい比放射能は製品の品質を支配する大きな要因である。できるだけ高比放射能の製品を一定の品質で製造するためには,照射時間,照射位置,放置時間などの照射条件を一定に保つほかに,照射中の中性子自己遮蔽の影響,換言すれば,1回の照射に使用するターゲットの量および形状が中性子による放射化に及ぼす影響を考慮しなければならない。

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