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孫 昊旻; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 237, p.126445_1 - 126445_14, 2025/02
被引用回数：2 パーセンタイル：36.85(Thermodynamics)Various bubbles exist in two-phase flows. A practical approach is classifying the bubbles into two groups based on their drag coefficients. Two-group two-fluid model can potentially provide the most accurate analysis of two-phase flows. Two-group drift-flux model should be established as a constitutive equation to simplify the two-group two-fluid model for its practical use. The drift-flux model for large square channels has seldom been investigated, even though such channels exist in various engineering systems. This study developed the two-group drift-flux model for large square channels based on experimental databases.
孫 昊旻; 功刀 資彰*; 横峯 健彦*; Shen, X.*; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 211, p.124214_1 - 124214_17, 2023/09
被引用回数：4 パーセンタイル：37.98(Thermodynamics)An experiment for upward bubbly flows was conducted in a large square channel. The local void fraction, axial gas velocity, axial liquid velocity, interfacial area concentration, and Sauter mean diameter were measured at three axial locations. Based on the measurement data, the flow characteristics through flow development were investigated. The drift-flux parameters were directly determined from the local measurement data through their definitions. It was found that the distribution parameters and the void fractions could be fairly reproduced by the existing correlations for large circular pipes. Furthermore, the interfacial area concentrations could be predicted by existing correlations with reasonable accuracy.
B, 
B, 
Mn, 
Pu and 
Pu neutron nuclear data in JENDL-3.2柴田 恵一; 中島 豊*; 村田 徹*
JAERI-Research 98-045, 48 Pages, 1998/08
JAERI-Research-98-045.pdf:1.64MB
JENDL-3.2に収納されている5核種の核データの共分散を推定した。対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な、B,B,Mn,Pu及びPuである。共分散が求められた物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である。共分散推定においては、JENDL-3.2の評価に用いられたのと同じ方法が用いられた。JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値を基に求められた場合は、最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した。一方、理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した。ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され、JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される。
高橋 知之; 武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 佐伯 明義*; 馬原 保典*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.
JAERI-Research 97-089, 25 Pages, 1997/12
JAERI-Research-97-089.pdf:1.11MB
分配係数は、環境中における核種の移行を評価するための様々なモデルに用いられており、原子力施設の安全評価上極めて重要なパラメータである。このため「環境放射能研究委員会、環境放射能挙動専門部会」の安全評価用パラメータ検討WGでは、分配係数の測定及び利用に関する標準的方法を提言することを目的に検討を進めている。分配係数の標準的測定法を提言するための一環として、
Co及び
Csの分配係数の相互比較実験を複数の機関の20人で実施し、実験者による測定値の差異について検討を行った。この結果、液性がほぼ同一の実験条件においては、振とう器による場合はファクター2~3程度、ハンドシェイクの場合はファクター2以下の変動幅を示した。
O,
Na,Fe,
U,
U and 
Pu neutron nuclear data in JENDL-3.2柴田 恵一; 中島 豊*; 河野 俊彦*; S.Oh*; 松延 廣幸*; 村田 徹*
JAERI-Research 97-074, 68 Pages, 1997/10
JAERI-Research-97-074.pdf:1.78MB
JENDL-3.2に収納されている6種類の核データの共分散を推定した。対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な、O,Na,Fe,U,U及びPuである。共分散が求められた物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である。Uに関しては、核分裂における平均中性子発生数の共分散も求められた。共分散推定においては、JENDS-3.2の評価に用いられたのと同じ方法が用いられた。JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値を基に求められた場合は、最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した。一方、理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した。ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され、JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される。
有金 賢次
JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04
JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコードシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマーク計算について述べたものである。ベンチマーク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数、動特性パラメータおよび
Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
Sc岡 芳明*; 中川 庸雄; 菊池 康之
JAERI-M 9981, 59 Pages, 1982/02
Scの中性子核データを熱中性子領域から20MeVにわたり評価した。評価した量は、全断面積、弾性散乱、非弾性散乱、捕獲、(n、2n)、(n、p)、(n、
)反応断面積、共鳴パラメータおよび放出粒子の角度分布である。共鳴パラメータは100keV以下の領域で与えた。現在、東京大学工学部付属原子力工学研究施設の高速中性子源炉「弥生」において金属Scを用いた単色中性子フィルターを設計しているので、2keV近傍の全断面積の極小値には特に注意を払った。共鳴領域より上の滑らかな断面積は光学および統計模型に基き評価した。今回の評価結果はENDF/Bフォーマットにまとめ、JENDL-2に格納される。
