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論文

Monte Carlo uncertainty quantification of the effective delayed neutron fraction

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.539 - 547, 2018/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によって$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析における$$beta_{rm eff}$$の妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりも$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、$$beta_{rm eff}$$の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対する$$beta_{rm eff}$$の核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分は$$^{235}$$Uの遅発中性子収率に起因することが分かった。

報告書

JENDL decay data file 2015

片倉 純一*; 湊 太志

JAEA-Data/Code 2015-030, 97 Pages, 2016/03

JAEA-Data-Code-2015-030.pdf:1.01MB

JENDL崩壊データファイル2015(JENDL/DDF-2015)を作成した。このファイルには質量数1から260までの原子核の半減期等の崩壊データが収納されている。$$gamma$$線やベータ線の放出データが不明な場合でも、崩壊チェインが途中で途切れないように半減期や分岐比のデータを含めた。質量数66から172の核分裂生成物についてはJENDL/FPD-2011を用いることを基本とし、一部不都合が報告されたデータに関しては修正を施した。また、新たに追加された1953核種についてはENSDFからデータを採取した。最終的に安定核244核種を含む3237核種についての崩壊データファイルJENDL/DDF-2015を完成させた。

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。

論文

核設計基本データベースの整備,12; FCA-X-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価,共同研究最終報告書

横山 賢治*; 沼田 一幸*; 石川 眞*; 大井川 宏之; 飯島 進

JNC-TY9400 2000-006, 168 Pages, 2000/04

核燃料サイクル開発機構と原研は共同研究として、高速炉設計のための統合炉定数の精度向上と信頼性確保の観点から、FCA実験データの整備及び炉定数調整計算への適用を進めてきた。本報告書では、FCA-X-1炉心の計算精度評価及び感度解析、FCA-XVII-1炉心のNaボイド反応度価値に対する詳細検討、FCA炉心とJUPITER炉心の間の整合性評価についてまとめる。

報告書

Proceedings of the Specialists' Meeting on Delayed Neutron Nuclear Data; January 28-29, 1999, JAERI, Tokai, Japan

片倉 純一

JAERI-Conf 99-007, 133 Pages, 1999/07

JAERI-Conf-99-007.pdf:5.72MB

本報文集は遅発中性子核データ専門家会合の報文を収録したものである。専門家会合は平成11年1月28日,29日の両日、原研東海研において、30名の専門家の出席のもとに開催された。遅発中性子は核分裂で生成する中性子のうちわずか1%にも満たないものであるが、この遅発中性子があることにより原子炉の制御が可能となる重要なものである。この遅発中性子の評価済核データファイルにおける現状や評価法、FCAやTCAを用いた実効遅発中性子割合の測定や解析、高速炉における感度解析、アクチニド核種からの遅発中性子割合の測定等が報告された。また、関連する話題として消滅処理での遅発中性子や核分裂収率データについても報告された。

論文

Status of six-group delayed neutron data and relationships between delayed neutron parameters from the macroscopic and microscopic approaches

Parish, T. A.*; Charlton, W. S.*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹; Brady, M. C.*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 131(2), p.208 - 221, 1999/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:41.68(Nuclear Science & Technology)

本論文は、遅発中性子データを評価するAmerican Nuclear Society Standards Committee Subgroup(ANS19.9)において進められた研究の成果をまとめたものである。テキサスA&M大学において近年測定された遅発中性子放出率についても述べられている。測定データと核分裂生成物の収率データに基づく計算とを比較し、核データの妥当性を検証した。その結果、ENDF/B-VIデータライブラリーの6群構造遅発中性子データは修正の必要があることがわかった。また、Keepinが提唱した6群構造のうちの第2群をI-137とBr-88及びTe-136とに分けた詳細な構造の有用性が確かめられた。

論文

Measurements of nuclear data of minor actinides for transmutation of high-level waste

篠原 伸夫; 初川 雄一; 畑 健太郎; 河野 信昭; 安藤 真樹; H.H.Saleh*; W.S.Charlton*; Parish, T. A.*; S.Raman*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 239(3), p.631 - 638, 1999/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.43(Chemistry, Analytical)

マイナー・アクチノイドは原子炉中で核燃料の連続中性子捕獲反応によって生成し、燃料の燃焼度が増加するにつれて蓄積していくが、長寿命のゆえにその廃棄物としての処理・処分は重要な研究課題である。本研究では、マイナー・アクチノイドの生成過程と核変換過程の定量的理解のために不可欠な核データ、特に中性子捕獲断面積と遅発中性子収率について測定した。これらの測定値は専焼炉や核破砕反応を用いた高レベル放射性廃棄物の消滅処理のための基礎データとして意義がある。本シンポジウムでは、実験で得られたデータを発表するとともに、高エネルギー陽子加速器を用いた消滅処理について紹介する。

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。

論文

指数実験およびモンテカルロ計算により評価された未臨界度の比較

桜井 淳; 山本 俊弘

日本原子力学会誌, 40(4), p.304 - 311, 1998/00

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

指数実験とモンテカルロ計算により得られた未臨界度の差は約1%である。検出器、中性子源配置、及び解析における高次モードを含むデータの放棄により、実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)以外に起因する実験誤差を1%程度に削減できた。さらに誤差を削減するためには、誤差全体を支配する$$beta$$$$_{eff}$$の誤差(5%)を低減する必要がある。正方配列炉心に対して作成したバックリング-反応度換算係数の相関式は、非正方配列炉心に対して適用することができる。

論文

Benchmark experiments of effective delayed neutron fraction $$beta$$$$_{eff}$$ in JAERI-FCA

桜井 健; 岡嶋 成晃; 袖山 博志; 大杉 俊隆; M.Martini*; P.Chaussonnet*; H.Philibert*; I.P.Matveenko*; S.P.Belov*; V.A.Doulin*; et al.

Proc. of Int. Conf. on Physics of Nucl. Science and Technol., 1, p.182 - 189, 1998/00

高速炉臨界実験装置FCAで行った実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)の国際ベンチマーク実験の成果を報告する。本実験はOECD/NEAにおける核データ評価国際ワーキンググループの枠組みの中で、高速炉の$$beta$$$$_{eff}$$の予測精度向上のために行ったものである。特に$$beta$$$$_{eff}$$の測定において、さまざまな手法による測定値間の相互比較を行うことにより測定上の目標精度$$pm$$3%を得ることを主眼において実験を行った。実験は、燃料組成を系統的に変化させて構築した3つの炉心、XIX-1(93%濃縮U炉心)、XIX-2(23%富化度Pu/U炉心)、XIX-3(Pu炉心)で行った。実験参加機関は、原研のほかにCEA(フランス)、IPPE(ロシア)、KAERI(韓国)、LANL(アメリカ)、名古屋大学である。これら参加機関がそれぞれ独立した手法で$$beta$$$$_{eff}$$測定を行い、$$beta$$$$_{eff}$$測定値間の相互比較を行った。その結果、個々の測定値間には測定誤差を越えるばらつきが生じた。しかし、これら測定値の平均をとることにより、測定上の目標精度$$pm$$3%を満足することができた。実験解析はJENDL3.2核データファイルに基づいた。

論文

Status of international benchmark experiment for effective delayed neutron fraction ($$beta$$$$_{eff}$$)

岡嶋 成晃; 桜井 健; 向山 武彦

JAERI-Conf 97-005, 00(00), p.71 - 76, 1997/00

実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)の予測精度向上を目的とした$$beta$$$$_{eff}$$国際ベンチマーク実験が実施されている。この実験は、MASURCA(フランスCEA-Cadarache)でのベンチマーク実験とFCA(日本 原研-東海)でのベンチマーク実験から成る。1993~1994年に実施されたMASURCAでの実験では、6ヵ国が参加して、組成の異なる2つの炉心でそれぞれの手法で$$beta$$$$_{eff}$$測定を行った。FCAでの実験では、MASURCAでのベンチマーク実験を補完することを目的として、組成の異なる3つの炉心が選定された。FCAでの実験は1995年に開始し、現在も実施中である。一連の実験は、OECD/NEA/NSCでの核データ評価国際協力ワーキングパーティー(WPEC)の課題として受け入れられている。

論文

Recent measurements of fission neutron yield data of minor actinides

大井川 宏之; 篠原 伸夫; 向山 武彦; H.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; S.Raman*

Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.341 - 346, 1997/00

マイナーアクチノイド核種であるNp-237、Am-241、及びAm-243について、即発及び遅発中性子の核分裂当りの収率を測定した。即発中性子収率はミズーリ大学研究炉の144keVフィルタービームを用いて測定した。測定結果はENDF/B-VIやJENDL-3.2よりも20%程度大きく、今後この差異の原因を解明する必要のあることがわかった。遅発中性子収率はテキサスA&M大学のTRIGA型研究炉において測定した。測定値のENDF/B-VI及びJENDL-3.2に対する比はNp-237で1.19及び1.06、Am-241で1.14及び1.09、Am-243で1.05及び0.88となった。この他に遅発中性子の6群パラメータ($$lambda$$i及び$$beta$$i)も測定し、ENDF/B-VIと比較した。

報告書

核設計基本デ-タベ-スの整備 -最新手法によるJUPITER-I実験解析-

核設計DB W*

PNC-TN9410 92-278, 347 Pages, 1992/09

PNC-TN9410-92-278.pdf:7.93MB

大型FBR炉心のための核設計基本データベース整備の一環として,日米共同大型高速炉臨界実験(JUPITER)のフェーズI(電気出力60$$sim$$80万kWe級の2領域均質炉心模擬体系シリーズ)について,これまでの炉物理研究の成果として確立された最新解析手法を用いて再解析を行い,これを評価した。今回用いた解析手法及び主要解析結果を示す。(1)解析手法 (1)核断面積:JENDL-2ベースの70群高速炉用定数セットJFS-3-J2(89年版)(2)セル計算 :プレートストレッチモデル,Toneの方法によるプレート非均質効果カレント重み輸送断面積(3)体系基準計算 :3次元XYZ体系18群拡散計算,Benoistの異方性拡散係数(4)体系補正計算 :3次元輸送,メッシュ,非対象セル,AMM効果など(2)解析結果(1)臨界性のC/E(計算/実験)値は,各炉心間(ZPPR-9,10A$$sim$$10D/2)でよく安定しており,0.9937+ー0.0006である。炉心体積やCRP有無などに対するC/E値依存性は見られない。(2)制御棒価値のC/E値は,各炉心の中央部から径方向の外側に行くほど大きくなる径方向依存性が見られる(5$$sim$$11%)。また,反応率分布のC/E値にも同様の径方向依存性(2$$sim$$5%)が見られ,制御棒価値の傾向とほぼ対応している。(3)C28/F49,F25/F49の反応率比C/E値は各炉心間で安定しており,内側炉心部では,それぞれ1.06,1.03である。(4)Naボイド反応度のC/E値は,炉心中央部平均で約+25%の過大評価である。

報告書

JRR-3改造炉の出力自動制御系設計のための反応度応答解析

原見 太幹; 松崎 徳則*; 植村 睦*; 鶴田 晴通; 大西 信秋

JAERI-M 84-118, 61 Pages, 1984/07

JAERI-M-84-118.pdf:1.29MB

本報告書は、JRR-3の炉心核計算および原子炉動特性解析に基づき、原子炉出力の自動制御系の設計に資することを目的として行った反応度応答解析について述べたものである。原子炉の動特性を特徴付ける即発中性子寿命(l)と実行遅発中性子割合(Beff)は、燃焼度、炉心温度ならびに制御棒位置を考慮した種々の炉心状態を仮定し、解析コード「SRACコードシステム」を用い、中性子拡散計算と摂動計算によって求めた。ステップ状およびランプ状外乱反応度に対する自動制御系の応答特性はアナログ計算機で解析し、その結果に基づき、自動制御運転時の微調整駆動速度を定めた。これにより実験物の炉心挿入および取り出し時に添加される最大の反応度外乱に対して、自動制御系は速やかに応答し、所定の原子炉出力制御ができることを確認した。

報告書

1981年核データ研究会報告

シグマ研究委員会

JAERI-M 9999, 358 Pages, 1982/03

JAERI-M-9999.pdf:9.24MB

シグマ研究委員会主催による核データ研究会が昭和56年11月26、27日に原研東海研で開かれた。研究会の主題は、(1)核データの不一致の現状、(2)遅発中性子データ、(3)JENDLの積分的検証、(4)燃料サイクルの核データ、(5)核融合炉核データに関する積分実験、(6)ガンマ線生成核データ、の6項である。発表された報告は約20件で、それぞれの発表後に行われた質疑応答の記録と共にこの報文集に収められている。

論文

Fuel failure detection experiment using UO$$_{2}$$-loaded sodium in-pile loop

阪井 英次; 藤野 光平*; 今井 勝友*; 吉田 広; 片桐 政樹; 寺田 博海; 伊藤 浩

IEEE Transactions on Nuclear Science, 25(1), p.266 - 277, 1978/01

 被引用回数:1

JRR-2に設置してあるナトリウム・インパイル・ループを用いて各種燃料破損検出装置の特性を調べた。燃料は90%濃縮酸化ウランペレット、燃料破損検出器装置としては遅発中性子モニター、プレシピテータ、カバーガス・ガンマ線スペクトロメータ、Si(Li)検出器プレシピテータを使用した。これらの諸装置の構造とともに、遅発中性子モニタの検出効率の測定方法、その計数率から求めた検出感度、FP放出割合;カバーガス中FP移行率、カバーガス中核種濃度のカバーガス流量依存性、コールドトラップ温度依存性、プレシピテータ検出感度などについて記述した。

報告書

高速炉設計用計算プログラム,2; 2次元・3次元拡散摂動理論計算コード:PERKY

飯島 進; 吉田 弘幸; 桜木 廣隆*

JAERI-M 6993, 51 Pages, 1977/02

JAERI-M-6993.pdf:1.29MB

計算コードPERKYは2次元または3次元拡散近似に基き、通常のFirst-order-perturbation theoryかExact perturbation theoryを用いて高速炉の反応度価値、動特性パラメーターを計算するコードである。計算項目は、微視的断面積を用いた実効遅発中性子割合、即発中性子寿命、核種の反応度価値空間分布の計算、及び微視的断面積、または巨視的断面積を用いた反応度変化の計算である。本コードは高速炉設計用計算プログラムの一環として作成されており、他の計算コードの計算結果を入力データとして使用する。中性子束、随伴中性子束はCITATION、断面積はPIGEONの計算結果を使用する。本論文には入力データの作成方法、プログラムの構造、計算式及び計算例を記述した。

論文

Sodium in-pile loop experiment on delayed neutron-, detector-, precipitator-, and cover-gas gamma-ray spectrometer-type fuel failure detection systems

阪井 英次; 片桐 政樹; 伊藤 浩

IEEE Transactions on Nuclear Science, 23(1), p.363 - 374, 1976/01

 被引用回数:1

JRR-2に設置してあるナトリウム・インパイル・ループを用いて、4種の燃料破損検出装置の特性を調べた。グラファイト減速体系中にBF$$_{3}$$カウンタを挿入した遅発中性子検出装置で膨張タンク中の遅発中性子を検出した。膨張タンクのナトリウムの上のHeカバーガスにより、核分裂生生成物をプレシピテータに運び、Rb-88、Cs-138からのベータ線を検出した。プレシピテータ・ワイヤからのガンマ線をGe(Li)検出器を用いて測定した。また、カバーガスのガス溜めを作り、ガス中の核分裂生成物からのガンマ線を測定した。 これらの検出装置の特性および特性の比較を記述した。

報告書

A Few Remarks for Clculations of Prompt Neutron Decay Constant at Delayed Critical of Fast Reactor Systems

中野 正文; 平岡 徹

JAERI-M 4705, 12 Pages, 1972/02

JAERI-M-4705.pdf:0.4MB

高速炉系の即発中性子減衰定数$$alpha$$を固有値として計算する場合には計算に用いる分裂スペクトルに注意を払わなければならない。即ち、実効増倍係数を計算する場合のような静的な計算においては分裂スペクトルとしては遅発中性子の成分も入れたものを用い、即発中性子減衰定数を計算する動的な計算の場合には即発中性子のみの分裂スペクトルを用いるべきである。これを混同すると遅発臨界時の$$alpha$$、即ち$$alpha$$$$_{c}$$の値に10数%の誤差を生ずることがわかった。また、固有値計算による$$alpha$$$$_{c}$$と撮動計算による$$alpha$$$$_{c}$$との差はたかだか数%であるが、これは所謂Kinetic distortionの効果と分裂スペクトルの差による効果が打消し合って見かけ上の一致を良くしていることがわかった。しかし未臨界度が大きくなると両者の差は広がる。これらの問題は分裂スペクトルが炉内のスペクトルの一部を形成しているという高速炉系の特徴からもたらされたものである。

報告書

軽水減速UO$$_{2}$$およびPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子の2領域炉心における$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lの測定と計算

鶴田 晴通; 北本 紘一*

JAERI-M 4696, 56 Pages, 1972/02

JAERI-M-4696.pdf:1.64MB

軽水炉動力炉にプルトニウムを代替して用いる場合、動特性パラメータの変化を考慮する必要がある。動特性パラメータのうち、実効遅発中性子放出割合$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lと中性子寿命lに関する情報を得る目的で、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料とUO$$_{2}$$燃料とで構成される2領域炉心の$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lがパルス法によって測定された。摂動論にもとずく計算が行われ実験値と比較された。UO$$_{2}$$燃料1領域炉心の場合の実験も、計算法の妥当性を調べるために行なわれた。PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料をUO$$_{2}$$に置換することにより、$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lは小さくなるが、lも変化することによって$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lとしては大きくなる場合もある。計算値はUO$$_{2}$$1領域炉心およびPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$とUO$$_{2}$$の2領域炉心の場合いずれも4%の誤差範囲で実験値と一致した。PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料を部分的にUO$$_{2}$$燃料に置換した場合でも、UO$$_{2}$$燃料のみの炉心に対する計算法が適用できる。

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