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論文

Analyses of streamed neutron spectra at TIARA using DUCT-III

増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 林 克己*; 秦 和夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.46 - 49, 2004/03

DUCT-IIIは、ダクト内の散乱線束の空間-エネルギー分布を表す秦の式に基づくもので、大強度陽子加速器施設(JPARC)の遮へい設計のために開発された高エネルギー中性子ストリーミング簡易計算コードである。本コードの精度検証の一貫として、DUCT-III を2回屈曲を持つTIARA迷路におけるストリーミング中性子スペクトル測定の解析に適用した。DUCT-IIIは測定された中性子スペクトル及びモンテカルロ計算を十分によい精度で再現し、線量評価には十分に適用可能であることを確認できた。ただし、DUCT-III,モンテカルロ計算ともに、熱中性子に関してはファクタ2, 3で測定値を過大評価した。

論文

Comparison of radiation measurements an calculations of reactor surroundings for skyshine analysis

壺阪 晃; 野村 靖; 川辺 俊明*; Zharkov, V. P.*; Kartashev, I. A.*; Netecha, M. E.*; Orlov, Y. V.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.610 - 615, 2000/03

国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトとして「原子炉放射線の大気中散乱(スカイシャイン)実験研究」が、中性子と$$gamma$$線との混在場でのスカイシャインベンチマーク問題の設定を目的にロシアのRDIPE(原子炉研究開発機構)、カザフスタンのIAE NNC RK(カザフスタン国立原子力センター核エネルギー研究所)及び日本原子力研究所により行われた。本発表は、実験に使われた研究炉RA炉及びIVG.1M炉から大気中に漏洩する放射線をモンテカルロコードMCNP及びSnコードDOT3.5で解析し、測定値と比較することによりコードの適用性を確認したものである。RA炉は深層透過体系の、IVG.1M炉はストリーミング体系の典型的な遮蔽構造をしており、MCNP及びDOT3.5コード使用上での種々のオプション、例えば断面積ライブラリー、分散低減法、メッシュ数、Sn分点数等をパラメーターにした解析を行い測定値と比較した。また、スカイシャイン解析のための等価線源設定法について検討した。

論文

Measurement of uranium-238 doppler effect in a nitride fueled LMFBR at FCA

安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 飯島 進

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(4), p.386 - 388, 1999/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

窒素($$^{14}$$N)の散乱断面積は100keV以下で酸素より大きいことなどにより、窒化物燃料高速炉ではMOX燃料高速炉より大きな負のドップラー効果が得られることが期待できる。この効果がドップラー効果解析精度に与える影響を、FCAを用いた模擬実験により検証した。実験体系(FCA XVII-1N集合体)は、炉心中心に28cm$$times$$28cm$$times$$91cmの窒化物燃料テスト領域を持つゾーン型炉心である。ドップラー効果の測定は、小型円筒形の天然ウランサンプル2種類を用い、サンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、サンプルの実効断面積作成にPEACO-Xコードを用い、拡散理論に基づく1次摂動計算により行った。測定の結果、これまでのFCAの高速炉模擬体系の傾向と異なり、大きな負のドップラー効果が得られた。解析の結果、本窒化物燃料高速炉模擬体系においても同規模のMOX燃料高速炉体系と同様の良好な解析精度が得られることがわかった。

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

Measurement of criticality properties of a BWR spent fuel assembly

須崎 武則; 須山 賢也; 金子 俊幸*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 4, p.1386 - 1393, 1999/00

軽水炉使用済燃料の臨界性評価手法の検証に必要な実験データを取得するため、集合体平均初期濃縮度3%、燃焼度33.4GWd/t、冷却時間6年の8$$times$$8型BWR使用済燃料集合体を用いて指数実験を行い、集合体軸方向の指数減衰定数を軸方向約10か所で測定した。解析計算では、まず、初期組成と燃焼履歴を用いた燃焼計算の結果に対して破壊測定結果を参照した補正をほどこすことにより、集合体軸方向の組成分布を求めた。次いでこの組成分布を用いて、固定中性子源を有する体系に関する3次元拡散計算を行い、測定値に対応した軸方向指数減衰定数を求めた。測定値と計算値は全ケースについて3%以下の差で一致し、核データライブラリJENDL3.2を用いた上記計算手法の妥当性と燃焼度クレジットへの適用可能性が示された。

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

Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 60-cm-diameter cylindrical core

三好 慶典; 馬野 琢也; 外池 幸太郎; 井沢 直樹; 杉川 進; 岡崎 修二

Nuclear Technology, 118(1), p.69 - 82, 1997/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.25(Nuclear Science & Technology)

NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYでは、1995年2月の初回臨界試験以後、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液燃料を用いて最初のシリーズの臨界実験を実施した。本報告書は、臨界安全設計に用いられている解析コードの信頼性評価に資するため、直径60cmの円筒タンクを用いた基本炉心に関する臨界データを公表するものである。実験では、ウラン濃度及び反射条件を主要なパラメータとして炉心条件を変更し、硝酸濃度を約2.2mol/lに保持し、ウラン濃度を313g/lから225g/lの範囲で変化させた。ここでは、ベンチマークデータとして水反射体付炉心及び反射体なしの炉心に関して、各々7ケース及び5ケースを選定している。また、我が国で整備された核データファイルJENDL3.2を用いて、2次元SN輸送コードTWOTRANと3次元モンテカルロコードMCNP4Aによる解析結果についても示し、中性子実効増倍率に関する相互比較を行った。

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