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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

https://doi.org/10.13182/NT03-A3363
 被引用回数：4 パーセンタイル：32.21(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。

論文

Re-evaluation of the effective delayed neutron fraction measured by the substitution technique for a light water moderated low-enriched uranium core

中島 健

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1120 - 1125, 2001/12

https://doi.org/10.3327/jnst.38.1120

計算コードと核データ検証用ベンチマークデータを取得するために、軽水減速低濃縮UO$$_{2}$$炉心の実効遅発中性子$$beta_{eff}$$を再評価した。$$beta_{eff}$$は置換法により測定されていたが、今回の評価では、反応度の測定に関する最新の知見をもとに置換反応度を見直すとともに、過去の測定では無視されていた補正(燃料棒と置換した吸収体の吸収断面積の差に関する補正)を計算により行った。この結果、ベンチマークデータとして使える軽水炉系の$$beta_{eff}$$を取得できた。JENDL-3.2ライブラリと輸送コードTWODANTを用いた計算との比較では、計算値が実験誤差をわずかに上回る過大評価となった。

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

https://doi.org/10.3327/jnst.27.122

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。

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