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渡邉 友章; 山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.958 - 966, 2024/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)核分裂性溶液の沸騰を伴う臨界事故では、沸騰中に比較的高い核分裂出力が継続するため、放出される総核分裂エネルギーが高くなる傾向がある。このような場合において総核分裂エネルギーを推定するためには、沸騰中の核分裂出力変化を正確に模擬することが必要不可欠と考えられる。沸騰時の核分裂出力は、核分裂性物質の濃度や溶液の蒸発に伴う体積によって変化する。本研究では、長時間の沸騰における核分裂生成物濃度と体積の変化が総核分裂エネルギー推定に与える影響を調査した。改良準定常法に核分裂性溶液の蒸発を計算するモデルを導入し、沸騰中の出力変化を模擬した。3つのCRAC実験と1959年のIdaho Chemical Processing Plant(ICPP)臨界事故を解析した。その結果、沸騰時の濃度と体積変化を考慮して得られたエネルギー計算値は、エネルギー測定値をよく再現した。
中村 剛実*; 外池 幸太郎; 三好 慶典
Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.483 - 486, 2004/09
被引用回数：2 パーセンタイル：16.77(Environmental Sciences)TLDを用いた線量測定・評価手法の研究を原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて行った。TLDによる周辺線量当量の測定結果は、解析によって得られる変換係数を用いて、組織吸収線量に換算することができる。この手法を用いて、フランスIRSNの過渡臨界実験装置SILENEでOECD/NEAとIRSNの共催で実施された臨界事故時線量評価国際比較試験(2002年6月10日
21日)において、中性子線量と
線量の測定を行った。本報告ではこれらの測定結果を示す。
中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11
被引用回数：9 パーセンタイル：50.32(Nuclear Science & Technology)核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。
中島 健; 大西 信秋
JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01
溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。
