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論文

Reactivity effect measurement of neutron interaction between two slab cores containing 10% enriched uranyl nitrate solution without neutron isolater

外池 幸太郎; 三好 慶典; 大久保 清志

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.238 - 245, 2003/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.75(Nuclear Science & Technology)

STACYにおいて、低濃縮($$^{235}$$U濃縮度10%)の硝酸ウラニル水溶液を内蔵する同形の2ユニットを用いて、中性子相互干渉の反応度効果を測定した。一つのユニットの厚さは350mm,幅は690mmであり、二つのユニットの間隔が0mmから1450mmまで可変である。溶液の条件はウラン濃度約290gU/L,遊離硝酸濃度約0.8規定,温度24$$sim$$27$$^{circ}$$C,溶液密度約1.4g/cm$$^{3}$$であった。反応度効果はユニット間隔に応じて495mmから763mmまで変化した臨界液位から評価した。また、立体角法、及び連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Cと核データライブラリーJENDL3.2を用いた数値計算によっても反応度効果を評価した。本報告ではこれらの反応度評価結果を比較する。

論文

Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using an 80-cm-diameter cylindrical core

山根 祐一; 三好 慶典; 渡辺 庄一; 山本 俊弘

Nuclear Technology, 141(3), p.221 - 232, 2003/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.68(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYにおいて10%濃縮硝酸ウラニル水溶液の臨界実験の3回目のシリーズが行われた。直径80cm円筒炉心が水反射体付き又は反射体なしで用いられ、ウラン濃度190g/Lit.から240g/Lit.の間における臨界液位と液位微分反応度の系統的なデータが得られた。それぞれの実験条件における中性子実効増倍率$$k_{eff}$$と、$$k_{eff}$$に対する不明量の影響が、核計算コードの実証用に提案されたベンチマークモデルと詳細モデルのそれぞれについて、数値計算によって評価された。MCNP 4BとJENDL-3.2断面積ライブラリーが用いられたサンプル計算では、ベンチマークモデルの$$k_{eff}$$の値が、水反射体炉心では誤差0.05%$$Delta k_{eff}$$で、反射体なしの炉心では誤差0.17%$$Delta k_{eff}$$で再現された。

報告書

JMTR改良LEU炉心の熱水力解析

田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB

JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。

論文

Kinetic parameter $$beta_{rm eff}/ell$$ measurement on low enriched uranyl nitrate solution with single unit cores (600$$phi$$, 280T, 800$$phi$$) of STACY

外池 幸太郎; 三好 慶典; 菊地 司*; 山本 俊弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1227 - 1236, 2002/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:77.82(Nuclear Science & Technology)

STACYにおいて、低濃縮硝酸ウラニル水溶液の動特性パラメータ$$beta_{rm eff}/ell$$を、パルス中性子法により測定した。ウラン濃度を193.7gU/$$ell$$から432.1gU/$$ell$$の範囲で変化させ、測定を系統的に繰り返した。用いた炉心タンクは、直径600mm及び直径800mmの2基の円筒タンクと、厚さ280mm,幅700mmの平板タンクである。本報告では、溶液燃料条件,臨界液位,測定を行った未臨界液位,測定された中性子束時間減衰の減衰定数,外挿された$$beta_{rm eff}/ell$$などの実験データを、パルス中性子法の説明とともに示す。また、拡散コードであるSRACシステムのCITATIONと核データライブラリJENDL 3.2を用いて、$$beta_{rm eff}/ell$$の計算も行った。これらの$$beta_{rm eff}/ell$$の測定値と計算値はよく一致している。

論文

Experimental study on criticality accidents using the TRACY

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭; 森田 俊夫*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L83 - L92, 1996/00

TRACYは低濃縮ウラン溶液を用いて超臨界実験を行う装置である。1995年12月20日に、初臨界を達成し、基本的な核特性及び安全性能を測定するための定常実験を開始した。定常実験に引続き、1996年半ばには最初の超臨界実験を開始する予定である。この実験では、約2ドルまでの反応度添加を行う。本報告では、TRACY実験の目的、施設の概要、定常実験結果及び計算との比較について述べる。さらに、超臨界実験の評価結果についても述べる。

論文

Transient behavior of low enriched uranium silicide miniplate fuel under a triplet configuration

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.981 - 988, 1995/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.1(Nuclear Science & Technology)

本誌は研究炉(JRR-3)用として検討されている低濃縮ウランシリサイド燃料仕様(密度4.0gU/cc)及び現行のアルミナイド燃料仕様の小型板状燃料を用いた過渡実験結果について報告するものである。過渡照射は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)を用いて遂行した。得られた結果は以下のとおり:(1)近い将来JRR-3炉心に使用を検討されている仕様の密度のシリサイド燃料板を用い、発熱量106cal/fuelまで過渡照射した。供試燃料板のピーク表面温度(PCST)は508$$^{circ}$$Cに達したが、破損は起こらなかった。本実験は、PSCT400$$^{circ}$$C以上で生ずると考えられているブリスターを模擬した過渡実験であった。実験結果から供試シリサイド燃料板は508$$^{circ}$$Cまでブリスター破損に対し、強い抵抗を有していることが立証された。(2)供試アルミナイド燃料板は発熱量55cal/g-fuelの実験において燃料板のPCSTが230$$^{circ}$$Cに達したが、異常は認められなかった。この実験条件は、JRR-3の安全評価における最も厳しい燃料温度条件の流路閉塞事故PCST、150$$^{circ}$$Cを大きく上まわっており、安全評価における安全裕度が実験により確認された。

論文

Transient behavior of low enriched uranium silicide and aluminide miniplate fuel for research reactors

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.889 - 897, 1995/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.84(Nuclear Science & Technology)

本報は、研究炉用低濃縮($$<$$20wt%$$^{235}$$U)ウランシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験の結果について報告するものである。燃料板間の流路ギャップを2.38mmとした3枚燃料板集合体をNSRR炉心に装荷後、発熱量78cal/g・fuelまで同時にパルス照射した。本研究より得られた知見をとりまとめると以下のようになる。(1)燃料板間の冷却材横流れが起こらないようにした限定条件下において、燃料板に生じたピーク燃料板表面温度(PCST)は、中央の燃料板で475$$^{circ}$$Cに到達し、両わきの2枚の燃料板に生じたそれら(173$$^{circ}$$Cと192$$^{circ}$$C)を比較して極端に高くなった。流路ギャップ位置における冷却材温度も140$$^{circ}$$Cまで急速上昇し、流路ギャップ位置でない場所での冷却材温度(約50$$^{circ}$$C)よりも高くなった。冷却条件の悪化、特に中央燃料板のそれにも係わらず、3枚のシリサイド小型燃料板には機械的破損が生じなかった。PCSTからのクエンチ速度が比較的ゆっくりであったことと、クエンチによる温度降下幅($$Delta$$T)が小さかったことにより、燃料板に貫通割れを起こすような局所応力が発生せず、このために破損を免れることができたと思われる。

論文

Flow monitor for actinide solutions by simultaneous $$alpha$$ and $$beta$$($$gamma$$) counting using a CsI(T1) scintillator

臼田 重和; 阿部 仁

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 321, p.242 - 246, 1992/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:82.14(Instruments & Instrumentation)

金蒸着マイラー膜で保護したCsI(Tl)シンチレータを用いて波形弁別法により、アクチノイド溶液中の$$alpha$$及び$$beta$$($$gamma$$)放射能を連続的に同時測定できるフローモニターを開発した。約0.1から100g/1の広い濃度範囲の濃縮ウラン溶液を用いて、フローモニタリング試験を行い、良好な結果を得た。

報告書

低濃縮ウランシリサイド小型板状燃料のパルス後金相詳細観察

柳澤 和章

JAERI-M 91-152, 195 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-152.pdf:20.69MB

低濃縮(19.89w/o)ウランシリサイド小型板状燃料を作製し、燃料密度4.8g/cm$$^{3}$$のものについて、原研の安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。研究目的は過渡時のシリサイド燃料板の寸法安定性と破損しきい値の究明にある。得られた結果は、以下の通りである。(1)400$$^{circ}$$Cを超えると燃料板の曲りが著しくなり、約900$$^{circ}$$Cで最大7mmとなった。燃料芯材の肉厚は初期0.51mmから最大で1.7mm(236%)に増加した。これは、マトリクスアルミニウム及び被覆アルミニウムが再結晶化又は溶融をおこしたり、芯材ミートと相互反応をおこしたりした結果、スウェリングが発生したためである。高温化した燃料板では、芯材のクリープ変形のため凹凸変形が著しくなった。400$$^{circ}$$Cを超えて高温になるに従って、寸法安定性は失われる傾向にあった。

報告書

均質低濃縮ウラン系燃料の臨界条件データの再計算

奥野 浩; 小室 雄一

JAERI-M 90-058, 174 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-058.pdf:2.19MB

均質低濃縮ウラン系燃料の臨界条件データを臨界安全性評価コードシステムJACSを用いて再計算した。臨界条件データは、臨界と推定される燃料寸法(円柱直径、平板厚さ、球体積)と球質量及び未臨界と判断される燃料寸法と球質量の上限値である。再計算は、昭和62年度に実施されたJACSコードシステムの誤差の再評価に伴うものである。対象とした燃料は、UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O、ADU(II)-H$$_{2}$$0、UO$$_{2}$$F$$_{2}$$水溶液、UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$水溶液の4種類である。今回の再計算では、「臨界安全ハンドブック」記載の最小推定臨界下限値より厳しい結果は得られなかった。

論文

Measurement of overall temperature coefficient of reactivity of VHTRC-1 core by pulsed neutron method

山根 剛; 安田 秀志; 秋濃 藤義; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.122 - 132, 1990/02

高温工学試験研究炉(HTTR)の核的温度特性に関する設計計算精度を検証するために、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、VHTRC-1炉心の反応度温度係数を測定した。VHTRCは、低濃縮二酸化ウラン被覆粒子を用いたピン・イン・ブロック型燃料の炉心をもつ臨界集合体である。集合体全体を電気加熱により昇温して、200$$^{circ}$$Cまでの温度上昇に伴う反応度変化をパルス中性子法により測定し、等温条件下での反応度温度係数を求めた。その結果、反応度温度係数は25$$^{circ}$$C~200$$^{circ}$$Cの範囲で平均-1.71$$times$$10$$^{-4}$$$$Delta$$k/k/$$^{circ}$$Cであり、またその絶対値は高温領域に比べて室温付近で20%小さくなった。SRACコードシステムにより核データとしてENDF/B-IVを用いて解析したところ、計算はこの実験結果をよく再現することができた。

論文

Reactor physics research activities related to the very high temperature reactor in Japan

金子 義彦

Nuclear Science and Engineering, 97, p.145 - 160, 1987/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.22(Nuclear Science & Technology)

日本における多目的高温ガス炉に関する炉物理研究活動の現状についてまとめた。高温ガス実験炉の炉心設計に必要な精度を最初に明らかにし、つづいて、核データの収編集と炉物理計算コードの開発について記述した。実験的研究については、日本原子力研究所のSHEにおいてこれまで行った炉物理実験の結果についてのべた後、低濃縮被覆粒子ウラン燃料を装荷した高温ガス実験炉の詳細模擬実験を実施することを目的としたVHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)への炉心改造について記述した。最後に、実験と計算の比較を通して達成した炉物理計算精度の改善について説明し、今後の課題を指摘した。

報告書

JRR-3改造炉の核設計

鶴田 晴通; 市川 博喜; 岩崎 淳一*

JAERI-M 84-099, 129 Pages, 1984/05

JAERI-M-84-099.pdf:3.18MB

JRR-3の性能を向上させるため、その炉心および冷却系の更新を含めた改造計画が進められている。改造炉は、熱出力20MWの軽水減速冷却プール型である。この改造作業の一環として、20%濃縮U・Alx燃料を用いた炉心の核設計を行った。その結果、反応度、中性子束および燃焼などの炉心特性は、ビーム実験、材料照射および同位元素生産などに改造炉が十分活用できることを示している。

報告書

高温ガス炉における低濃縮ウランの利用特性

安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 瀬谷 東光; 佐藤 貞夫

JAERI-M 8046, 181 Pages, 1979/02

JAERI-M-8046.pdf:4.09MB

国際核燃料サイクル評価作業(INFCE)に関連し、我国でも低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の燃料サイクル特性の検討、評価が行なった。本報はこのうち、炉心構成の設定や燃焼サイクル特性など、炉心特性に関連する検討結果をまとめたものである。本検討での主要な結論は次の通りである。1)将来一体型の燃料棒が実現されれば、実験炉の延長上での炉心設計が期待できる。2)出力密度6~9w/cm$$^{3}$$で2~3バッチ燃料交換方式により、燃焼度や天然ウラン所要量の点で軽水炉と競合しうる炉心の実現が見込める。3)軽水炉と比較して、燃料所要量が約1/2、単位有効熱当りの天然ウラン所要量はほぼ10%少ない、単位有効熱当りの分離作業量はほぼ同程度、分裂性プルトニウム生成量は40%程少ない、アクチニド核種及びFPによる積算放射能はほぼ同程度、等の特徴を持つ。

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