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中島 健; 赤井 昌紀
Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03
被引用回数:5 パーセンタイル:44.75(Nuclear Science & Technology)種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO燃料格子の修正転換比(MCR:
U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積した
Npと
Ceの
線スペクトルを非破壊的に測定し、
U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.477
0.014(Vm/Vf=1.50)、0.434
0.013(1.83)、0.383
0.011(2.48)及び0.356
0.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO
格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。
中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11
被引用回数:7 パーセンタイル:56.13(Nuclear Science & Technology)U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。
鶴田 晴通; 松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 橋本 政男; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 湯本 鐐三*; 菊池 三郎*; 梶山 登司*; et al.
JAERI 1234, 76 Pages, 1974/06
軽水減速UO燃料炉心に7
7の配列をしたPuO
-UO
燃料格子を装荷した体系に関して、一連の臨界実験とその解析がTCAを用いて行われた。この研究の目的は一部にプルトニウム燃料を装荷したウラン燃料炉心について、(1)反応度、中性子束分布、および出力分布をウラン燃料にみの場合と比較syること、(2)ウラン燃料体系に適用されている計算方法をプルトニウム混合炉心に適用した場合の精度を評価することにあった。プルトニウム燃料は3、4wt%富化PuO
-UO
でありまた7
7格子の水対燃料体積比は1、76、2、00、2、38および2,95の4種類であった。この各々の炉心について、臨界量、中性子密度分布、および出力分布が測定された。計算値の誤差は、実効増倍係数に関して
0、3%以内、中性子密度分布および出力分布に関してはそれぞれ最大16%および9%であった。