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論文

Precise determination of $$beta$$$$_{eff}$$ for water-moderated U and U-Pu cores by a method using buckling coefficient of reactivity

須崎 武則; 桜井 淳; 中島 健; 堀木 欧一郎*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.386 - 394, 1999/00

実効遅発中性子割合$$beta$$$$_{eff}$$のベンチマークデータを取得するため、反応度のバックリング係数を用いる新しい方法を提案し、この方法を水対燃料体積比の異なる4種のU炉心及びMOX燃料領域の大きさの異なる3種のU-Pu炉心に対して適用した。TCAに構成したこれらの炉心について、レーザー水位計と反応度計を用いた水位反応度の精密測定からドル単位のバックリング係数を求めた。また、この係数が水位に依らず一定であることを利用して、広範な水位変化に伴う反応度の高精度モンテカルロ計算結果から$$Delta$$k/k単位のバックリング係数を求めた。$$beta$$$$_{eff}$$は両者のバックリング係数の比として評価される。その値を、JENDL3.2ライブラリを用いた通例の方法による$$beta$$$$_{eff}$$計算結果と比較したところ、全炉心について計算値と評価値は3%以内の差で一致し、熱中性子炉に関する同ライブラリの遅発中性子定数の妥当性が示された。

報告書

ファインマン-$$alpha$$法による実効増倍率測定(3)

毛利 智聡; 大谷 暢夫

PNC-TN9410 98-056, 72 Pages, 1998/06

PNC-TN9410-98-056.pdf:1.98MB

臨界工学試験室では、核燃料施設の臨界安全管理に有効な未臨界度モニターの開発を進めている。これまで、重水臨界実験装置(DCA)を測定対象として、ファインマン-$$alpha$$法による重水減速体系の未臨界度測定研究が実施され、核燃料施設で問題となる低い実効増倍率体系の未臨界度を検知できることが確認されている。ここでは、核燃料施設において一般的な軽水減速体系に対しても、未臨界度の検知が可能であることを確認するため、DCAの未臨界度測定試験炉心にウラン燃料およびMOX燃料を装荷した軽水減速体系を対象として未臨界度測定実験を実施した。測定の結果、中性子計数率の低い軽水減速体系においても、実効増倍率が0.623$$sim$$0.870の範囲で、未臨界度を示す$$alpha$$値の検出が可能であることが確認された。また、実効増倍率の0.05$$sim$$0.10程度の差異を検知できることも確認された。輸送計算コードTWODANTおよびモンテカルロ計算コードKENO V.aを用いて試験体系の$$alpha$$値を計算し測定データと比較した。$$alpha$$値から評価した実効増倍率の計算値と測定値の差は13%以下であり、未臨界度モニターとしては十分な精度で$$alpha$$値が求まることが確認された。ファインマン-$$alpha$$法が、低い実効増倍率の軽水減速体系でも未臨界度測定手法として有効であることが明らかとなった。

報告書

NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムによる熱・冷中性子輸送計算

伊賀 公紀*; 高田 弘; 永尾 忠司*

JAERI-Tech 97-068, 58 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-068.pdf:1.67MB

水冷タンタルターゲット・減速材・反射体体系について、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いた熱・冷中性子輸送計算を行い、核破砕中性子源の核設計への本コードシステムの適用性を調べた。計算では、減速材に軽水及び液体水素を用いた場合に放出される中性子のエネルギースペクトルについて、B$$_{4}$$Cデカップラーの有無による強度変化、外部中性子線源位置による強度変化等の計算結果が実験結果に基づく半実験式に物理的に妥当な値のパラメータを用いて再現できることを確認した。しかし、放出中性子の時間スペクトルを精度良く評価するためには、MCNP4Aによる計算で反射体やデカップラー領域に適当なインポータンスを設定する工夫が必要であることがわかった。本計算によって、今後の核破砕値源の核設計にNMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを適用できることを確認した。

論文

Measurement and analysis of the criticality and $$beta$$$$_{eff}$$/l in U-Pu mixed cores

中島 健; 須崎 武則; 小林 岩夫*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.7.36 - 7.41, 1995/00

軽水減速U-Pu混合炉心の臨界量及び実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)の即発中性子寿命(l)に対する比を測定した。この実験では、Pu領域寸法の異なる4種類の炉心を構成した。臨界量データとしては、臨界水位を測定した。$$beta$$$$_{eff}$$/l比は、パルス中性子法により求めた。SRACコードシステムとJENDL-3.2ライブラリを用いた計算は過小評価の傾向を示しているが、両者の値とも実験と良い一致を示した。各領域の出力の2乗を重みとして、U及びPu炉心の$$beta$$$$_{eff}$$/l比から求めた混合炉心の$$beta$$$$_{eff}$$/l比は実験を極めて良く再現した。

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

Computational study on the buckling-reactivity conversion factor in light water moderated UO$$_{2}$$ core

山本 俊弘

JAERI-M 93-170, 18 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-170.pdf:0.54MB

日本原子力研究所の軽水臨界実験装置、TCAでの実験で水位差法に用いられるバックリング-反応度換算係数(K値)は、TCAの実験上、非常に重要な定数である。今まで、この定数は炉心形状等によって変化しないものとされてきた。本報では、このK値が軽水減速材、反射体を持つUO$$_{2}$$炉心で、炉心形状等による変化によって、どの程度変化するかを調べるため、二次元の輸送摂動を用いて、解析的に研究した。その結果、検討した範囲では、K値は炉心により5%程度変化することがわかった。また、K値の燃料セル領域と他の領域の変動成分は相殺し合う。このためK値の炉心毎の変動は比較的小さくなる。

論文

Temperature effects on reactivity in light water moderated UO$$_{2}$$ cores with soluble poisons

三好 慶典; 山本 俊弘; 須崎 武則; 小林 岩夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1201 - 1211, 1992/12

臨界安全設計から制限される燃料取扱量を増大する上では、可溶性毒物を利用する事が考えられる。本報告は、主要な中性子吸収体であるボロンとガドリニウムを含む軽水減速体系に関する臨界実験及び解析結果について論じたものである。実験では、体系の安全裕度の評価において重要な温度係数を臨界水位法により測定した。ここでは、主として温度係数の炉心形状依存性及び毒物濃度依存性に注目した。また解析では、SRACシステムのCITATION(拡散コード)及び摂動計算コードCIPERによりベンチマーク計算を行うと共に、温度係数の領域(炉心部、反射体部)別寄与の特性を検討した。

報告書

PWR型燃料集合体における分散型吸収棒の反応度効果および出力分布の測定

村上 清信; 青木 功; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

JAERI-M 84-194, 32 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-194.pdf:0.95MB

濃縮度3.2w/o UO$$_{2}$$燃料棒による15$$times$$15のPWR燃料集合体を模擬した試験領域と、その外側を濃縮度2.6w/o UO$$_{2}$$燃料棒による臨海調整用領域で取り囲んだ体系を作り、試験領域の吸収棒配置や吸収棒種類を変えた場合の、炉心に与える反応度効果、および出力分布の変化を調べるために、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて臨界実験を行った。吸収棒は、ボロンカーバイド含有量の異なる7種類を用い、1種類当り最大21本使用した。PWR型の分散型吸収棒配置において、吸収棒のボロンカーバイド含有量を増加させた場合の臨界水位の変化率は、ボロンカーバイド含有量の低い所で大きく、含有量が高くなるに従い小さくなる。しかし、含有量が1.66g/cm$$^{3}$$の高密度の場合でも、まだ飽和に達しなかった。

報告書

JENDL-2の熱中性子炉ベンチマーク・テスト

高野 秀機; 土橋 敬一郎; 山根 剛; 秋濃 藤義; 石黒 幸雄; 井戸 勝*

JAERI-M 83-202, 41 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-202.pdf:1.14MB

評価済み核データJENDL-2より熱中性子炉体系標準核計算コードシステムSRACのための群定数ライブラリーを作成した。この群定数ライブラリーを用いて熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。選んだベンチマーク炉心は、軽水系2炉心(TRX1と2)、重水系炉心(DCA)、黒鉛系2炉心(SHE-8と13)および8つの臨界安全のための実験である。実効増倍率に関して、JENDL-2は、ENDF/B-4による~1%の過小評価をかなり改善しているが、まだ少し過小評価を与える。実験値との一致はJENDL-2とENDF/B-5($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uのみ)を用いた場合が最も良い。格子定数に関しては、$$rho$$$$_{2}$$$$_{8}$$とC$$^{ast}$$のJENDL-2による計算値は実験値と良く一致するが、$$delta$$$$_{2}$$$$_{8}$$については、高速炉系に対する結果と同様過大評価である。さらに、SRACシステムの計算機能が大幅に拡充したので、拡充箇所について報告する。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,7; プルトニウム富化燃料棒の三角格子配列

野村 靖; 下桶 敬則; 山川 康泰*

JAERI-M 9079, 45 Pages, 1980/09

JAERI-M-9079.pdf:1.48MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、軽水タンク内のプルトニウム富化燃料棒の三角格子配列に関する臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施したので報告する。これは、KENO-IVコードとMGCLライブラリーとの組合せによる多種多様な臨界安全実験データを用いた広範囲なベンチマーク計算プロジェクトの一環として実施されたものである。Al-Pu合金あるいはUO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$混合酸化物の燃料棒を用いた軽水減速三角格子配列に関する実験データは全部で28ケースある。このうち格子ピッチが1.9cmより大きい体系あるいは軽水中にボロンが含まれていないか含まれていてもその量が僅かである体系は22ケースあり、実効増倍率keff計算値は平均値が0.991で標準偏差が$$pm$$1.4%となった。残りのケースのkeff計算値は1.0からの偏差が大きく、これからの検討課題である。

論文

Measurements of thermal disadvantage factors in light-water moderated PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ and UO$$_{2}$$ lattices

大野 秋男; 小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 村上 清信; 松浦 祥次郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.26 - 36, 1980/00

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

軽水減速3.4wt%PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子と26wt%UO$$_{2}$$格子の熱中性子損失因子が、Dy-Alワイヤ検出器を用いて燃料内及び減速材内の放射化率分布の直接測定から求められた。測定は、炉心中央部に7$$times$$7格子配列のテスト領域と、それをとり囲んだドライバー領域より構成される二領域炉心を用いて行なわれた。テスト領域の水対燃料体積比は1.76,2.00,2.38および2.95の4種類が用いられ、その各々について熱中性子損失因子が測定された。格子の水対燃料体積比の増加につれて、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$及びUO$$_{2}$$格子の熱中性子損失因子は大きくなる。多群輸送コードLASERによる計算値は実験値に実験誤差内で一致した。

報告書

軽水減衰型原子炉の核的設計

弘田 実彌; 高橋 博; 黒柳 利之; 桂木 学; 井上 和彦

JAERI 4004, 44 Pages, 1958/04

JAERI-4004.pdf:3.01MB

軽水減速冷却型原子炉の核的設計計算は、この炉の燃料格子間隔がせまいことと、水素原子を含む減速材のための取扱がかなりむずかしい。ここでは熱外中性子による分裂を考慮に入れた3群理論および4群理論が扱われ、酸化ウラン燃料炉の4因子、増倍係数、フェミル年令、およびバックリンなどの結果が示され、さらに制御棒の効果、ならびに長期反応度変化が述べられている。

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