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論文

A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.14(Nuclear Science & Technology)

短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。

報告書

第6回低減速軽水炉に関する研究会報告書; 2003年3月6日,東海研究所,東海村

鍋島 邦彦; 中塚 亨; 石川 信行; 内川 貞夫

JAERI-Conf 2003-020, 240 Pages, 2003/11

JAERI-Conf-2003-020.pdf:27.66MB

「低減速軽水炉研究会」は、日本原子力研究所(原研)が革新的水冷却炉として研究を進めている低減速軽水炉について、研究の効率的推進に資することを目的として、所内関連部門の研究者と大学,国公立試験研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者とが情報交換を行っているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第6回となる今回は、平成15年3月6日に東海研で行われ、昨年同様、日本原子力学会北関東支部の共催を得て、所内関連研究者,大学,研究機関,メーカー等から100名の参加があった。第1部では、原研における低減速軽水炉の研究開発の現状とともに、小型低減速炉の設計研究,低減速炉心の臨界実験,高性能被覆管の開発,限界熱流束実験に関する最新の研究成果(5件)が報告された。また、第2部では、革新的原子炉研究開発を巡る動向として、「実用化戦略調査研究」及び「超臨界圧水冷却炉の研究」について、それぞれサイクル機構と東芝からの発表があった。

論文

Effect of fuel grain size on reactivity

奥野 浩; 内藤 俶孝; 桜井 良憲*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.958 - 960, 1991/10

核燃料施設で取扱われる粉末燃料の粒径がどの程度小さければ臨界安全評価上均質とみなしてよいかを明らかにするため、反応度が燃料粒径にどのように依存するかを調べた。粉末燃料は5wt%濃縮の二酸化ウランとした。評価条件として冠水状態を設定した。中心に球状燃料を配置した水の立方体セルの3次元無限配列を計算対象とした。水対燃料体積比は、均質系で最適減速になるように選んだ。計算には連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードVIMを使用した。計算の結果、中性子増倍率は燃料球直径の増加に伴い増大するが、その主因は共鳴を逃れる確率の増大にあることが明らかになった。さらに、共鳴を逃れる確率の均質系に対する増加傾向は、共鳴積分に対する燃料粒径の依存性を検討することにより説明されることが明らかになった。

報告書

二酸化ウラン燃料粒径の反応度に及ぼす効果; 連続エネルギーモンテカルロ法による計算

桜井 良憲*; 奥野 浩; 内藤 俶孝

JAERI-M 91-137, 35 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-137.pdf:0.88MB

粉末あるいはスラリー燃料の反応度非均質効果を調べるため、小さな3次元セルについての臨界計算を実施した。計算対象は$$^{235}$$U濃縮度5wt%の二酸化ウラン球状燃料無限格子配列-水体系で、水と燃料の体積比を一定のまま燃料球直径を0(均質)から6mmの間で変化させた。中性子輸送方程式を連続エネルギーモンテカルロ法で解いて、反応率を計算した。さらに、無限増倍率、四因子及びそれらの均質系からの変化割合を得た。均質系から比均質系に移ると無限増倍率は増加した。この反応度増加が、主に共鳴を逃れる確率pによるものであることを確認した。さらに、たとえば0.3%の反応度上昇が無視できるとすれば、均質と見なせる寸法は100$$mu$$m程度になることが分った。

報告書

二酸化ウラン燃料粒径の反応度に及ぼす効果; 衝突確率法計算コードを用いた超多群計算による検討

奥野 浩; 奥田 泰久*

JAERI-M 91-107, 49 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-107.pdf:1.09MB

粉末状またはスラリー状燃料の非均質効果を調べるために小さな1つの燃料塊とその周囲の水からなる微小な燃料セルの反応度を計算する。燃料の種類は低濃縮の二酸化ウラン燃料で、冠水状態を想定する。水と燃料の体積比を一定のまま燃料塊の大きさに応じてセルを小さくしていく。燃料塊の大きさ0の極限を均質と見なす。超多群エネルギーの中性子輸送方程式を衝突確率法で解く方法を用いて反応率を計算する。衝突確率の計算はRABBLEコード(高速群側)及びTHERMOSコード(熱群側)を球状セルに拡張して実施する。無限増倍率及び四因子と、その均質系からの変化割合を求める。低濃縮度(3~10wt%)の二酸化ウラン球状燃料と水からなる配列系では、平均濃度が同一としてそれを均質とみなすと、燃料粒径が2mmでも反応度を2%程度低く見積ること及びその主因子は共鳴を逃れる確率にあることが計算の結果明らかになった。

論文

Preparations for revising the criticality safety handbook of Japan

奥野 浩; 小室 雄一; 内藤 俶孝

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.III-38 - III-43, 1991/00

日本原子力研究所では1988年に科学技術庁によって発行された日本初の臨界安全ハンドブックの改訂及び補追作業を行っている。この作業は仁科教授を主査とする作業グループの意見を反映する形で行われている。改訂版では反応度効果をより精細に取扱い、化学プロセスデータや事故評価データを加える予定である。改訂版に含まれる予定の2つの項目-燃料粒径の効果及び部分反射体の効果についてこの論文では述べる。

論文

Preparations for revising the criticality safety handbook of Japan

奥野 浩; 小室 雄一; 内藤 俶孝

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.103 - 109, 1991/00

日本原子力研究所では1988年に科学技術庁によって発行された日本初の臨界安全ハンドブックの改訂及び補追作業を行っている。この作業は仁科教授を主査とする作業グループの意見を反映する形で行われている。改訂版では反応度効果をより精細に取扱い、化学プロセスデータや事故評価データを加える予定である。改訂版に含まれる予定の2つの項目-燃料粒径の効果及び部分反射体の効果についてこの論文では述べる。

論文

The Preliminary edition of nuclear criticality safety handbook of Japan, 3; Calculation of criticality conditions

小室 雄一; 片倉 純一

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.145 - 149, 1987/00

原研で開発した臨界安全評価コードシステムJACSを用いて様々な核燃料物質の臨界条件を計算してきた。UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O,UO$$_{2}$$F$$_{2}$$水溶液、UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$水溶液、ADU(II)-H$$_{2}$$O,PuO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O,Pu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$水溶液、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O,Pu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$-UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$水溶液、UO$$_{2}$$燃料棒-H$$_{2}$$O,PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料棒-H$$_{2}$$O等を計算の対象とした。核燃料物質の形状は、厚さ30cmの水に外周を囲まれた球、無限円柱、無限平板の3つを考えた。計算結果は臨界安全ハンドブック原案及び臨界安全ハンドブックデータ集に掲載された。本発表では、計算方法、計算結果、諸外国の臨界ハンドブックとの比較及び差異の原因等について報告する。

報告書

減速材密度低下に伴う燃料貯蔵施設の臨界性の検討

大内 全*; 内藤 俶孝

JAERI-M 85-137, 24 Pages, 1985/09

JAERI-M-85-137.pdf:0.69MB

軽水型発電用原子炉で使用する、又は使用した燃料を貯蔵する施設の臨界安全性について検討した。貯蔵する燃料集合体の間隔を大きくすることにより臨界安全性を確保しようと云う考えがある。この方法の有効性を検証するために、集合体間隔と減速材密度をパラメータとして貯蔵施設の中性子実効増倍率を計算した。計算には、臨界安全解析のために原研で開発した計算コードシステムJACSを用いた。軸方向の中性子漏洩を無視した場合には燃料集合体間隔に無関係に最適な減速材とウランの比があり、しかも、その場合の中性子実効増倍率ははとんど同じ値を示すことが分った。この理由について炉物理的観点から検討を加えた。

報告書

Critical sizes of light-water moderated UO$$_{2}$$ and PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ lattices

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

JAERI 1254, 38 Pages, 1978/02

JAERI-1254.pdf:2.27MB

2、6w/oUO$$_{2}$$および3、0w/oPUO$$_{2}$$-天然UO$$_{2}$$燃料を用いた約250炉心について、その臨界形状の実験値を示した。減速材は軽水であって、単位格子内の水対燃料体積比は、UO$$_{2}$$炉心については1、50から3、00、Pu0$$_{2}$$-UO$$_{2}$$炉心については2、42から5、55の範囲である。臨界形状は、室温から80$$^{circ}$$Cの温度範囲について直方体炉心の臨界に必要な燃料本数と水位との用いて決定された。PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料炉心において、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puが$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Amに転換することによる炉心の反応度変化を3年間に渡って追跡した。水ギャップ付のUO$$_{2}$$およびPu$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料炉心および減速材中に液体ポイズンを含むUO$$_{2}$$燃料炉心の臨界形状も示してある。反応度温度計系数、水位等反応度、反射体節約、中性子移動距離と無限増倍係数の比、および臨界バックリングなどの炉物理パラメータを、水ギャップや液体ポイズンの無い一様炉心の臨界形状に関連して示した。

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