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論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

Fission rate ratios of FCA-IX assemblies as integral experiment for assessment of TRU's fission cross sections

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

EPJ Web of Conferences (Internet), 111, p.07002_1 - 07002_5, 2016/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.84

高速炉臨界実験装置FCAでは、1980年代に7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)において、7つのTRU核種( $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm and $$^{239}$$Pu)に関する核分裂率比が測定された。FCA-IX炉心では、燃料領域が燃料及び希釈材の単純な組合せにより構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。FCA-IX炉心に関しては、近年、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、これらの核分裂率比に関するベンチマークモデルが整備された。本研究では、本ベンチマークモデルの適用例として、モンテカルロ計算コードによるJENDL-4.0の積分評価を実施した。解析値と実験値に有意な差異が示され、TRU核種の核分裂断面積の評価・改善に期待できることが分かった。

論文

Evaluation of delayed neutron data for thermal fission of U-235 based on integral experiments at semi-homogeneous experiment

金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.673 - 681, 1988/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:33.16(Nuclear Science & Technology)

半均質臨界実験装置(SHE)の積分量に関する実験値と計算値との比較に基づいた間接測定により、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの熱中性子核分裂に対する遅発中性子データの評価を行なった。評価に使用した積分量は、動特性パラメータ、燃料棒の反応度価値及び可燃性毒物棒の反応度価値である。実験値に対する計算値の比の、1から偏差の自乗和を最小にするという条件のもとで、実効遅発中性子分率$$beta$$eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数$$lambda$$の両者についてその最確値を決定した。その結果、$$beta$$effの最確値はkeepinの遅発中性子データセットを用いて得られる値よりもかなり大きいことがわかった。また、その最確値はENDF/B-IVよりもENDF/B-Vを用いた場合の$$beta$$eff値に近い。一方、$$lambda$$の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対する$$lambda$$の値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。

論文

Nuclear fusion research and development activities in Japan, III.4; Neutronics

住田 健二; 関 泰

Journal of Fusion Energy, 3(5-6), p.421 - 424, 1983/00

我国における中性子工学とブランケット設計の研究の現状をとりまとめたものである。中性子工学としては原研におけるFNS、大阪大学におけるOKTAVIANの二つの14MeV中性子源を用いた積分実験の現状及び原研、大学で行われた核計算コードの現状を紹介した。ブランケット設計としては最も検討が進んでいる核融合実験炉(FER)のものを紹介した。

論文

Adjustment to cross section data to fit integral experiments by least squares method

黒井 英雄; 三谷 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(11), p.663 - 680, 1975/11

 被引用回数:10

積分量の計算値が測定値とよく一致するように最小自乗法により核断面積データを修正する方法は1964年のジュネーブ会議で初めて報告された。しかしこの方法は、以後開かれた多くの国際会議において一部の著名な研究者より強い批判にさらされ、この方法の受入れに関し意見はするどく対立した。しかしこの方法に興味をもつ多くの研究者によって修正方法の改良が行われ多くの批判に答える努力がつづけられた結果、この最小自乗法による核断面積の修正は1973年に開かれた東京シンポジウムに於いて大きな成功をおさめるに至った。本報告はこの修正法の進歩と問題点を解説したものである。

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