検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 21 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

Critical and subcritical masses of curium-245, -246 and -247 calculated with a combination of MCNP4A code and JENDL-3.2 library

奥野 浩; 川崎 弘光*

JAERI-Research 2000-040, 44 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-040.pdf:1.87MB

キュリウム同位体3核種($$^{245}$$Cm,$$^{246}$$Cm及び$$^{247}$$Cm)の臨界質量を日本の評価済核データライブラリのJENDL-3.2と連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP4Aとを用いて算出した。中性子増倍率k$$_{eff}$$=0.9及び0.8に対する質量も同様な方法で算出した。30cm厚さのステンレス鋼を反射体とする$$^{246}$$Cm金属及び$$^{246}$$CmO$$_{2}$$-H$$_{2}$$Oの未臨界質量(k$$_{eff}$$=0.9に対応)は、それぞれ25.2及び41.8kgと計算された。$$^{245}$$Cmの最小臨界質量として、微粒状$$^{245}$$Cm金属と水の均質混合球状体系で十分な厚さの水反射体に囲まれた場合に65.6gとの結果を得た。$$^{247}$$Cmの対応量は2.19kgと求められた。参考までに$$^{245}$$Cm$$,^{246}$$Cm及び$$^{247}$$Cmの裸の金属体系で、評価済核データライブラリをJENDL-3.2からENDF/B-VIに置き換えて臨界質量を計算したところ、対応量はそれぞれ23%,45%及び2%だけ小さくなり、核データライブラリの依存性が大きいことがわかった。本報告書は、米国原子力学会基準ANSI/ANS-8.15(特別なアクチニド核種の臨界管理)改訂のため準備した。

論文

Measurement of activation reaction rate distributions in a lead assembly bombarded with 500-MeV protons

高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 辻本 和文; 安田 秀志

Nuclear Science and Engineering, 135(1), p.23 - 32, 2000/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.47(Nuclear Science & Technology)

500MeV陽子で照射される鉛体系における核破砕中性子の生成及び輸送現象を研究するために、$$^{nat}$$Ni(n,x)$$^{58}$$Co反応、$$^{197}$$Au(n,2n)$$^{196}$$Au反応、$$^{197}$$Au(n,4n)$$^{194}$$Au反応等の種々の放射化検出器の反応率分布を測定した。また、高エネルギー核子・中間子輸送コードNMTC/JAERIとMCNP4Aコードを接続して、JENDLドシメトリファイルとALICE-Fコードによる計算値に基づく核種生成断面積を用いて実験データの解析を行った。しきい値の低い$$^{nat}$$Ni(n,x)$$^{58}$$Co反応について、計算は実験と良く一致する。しかしながら、しきい値が増加するとともに、特に20MeV以上の反応については、計算値は実験値を過少評価する。この不一致の主な原因は、NMTC/JAERIコードが数十MeV領域の中性子生成を過小評価することにあることがわかった。

報告書

原子力コードのVPP500におけるベクトル化、並列化及び移植(移植編); 平成9年度作業報告書

石附 茂*; 田邊 豪信*; 根本 俊行*; 川崎 信夫*; 川井 渉*; 足立 将晶*; 小笠原 忍*; 渡辺 秀雄*; 久米 悦雄

JAERI-Data/Code 99-027, 39 Pages, 1999/05

JAERI-Data-Code-99-027.pdf:1.21MB

本報告書は、平成9年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、移植作業部分について記述したものである。本報告書では、沸騰水型原子炉熱水力解析コードTRAC-BF1、連続エネルギー粒子輸送モンテカルロコードMCNP4AのAP3000への移植作業、及び汎用図形処理解析システムIPLOT用ライブラリの改良作業について記述する。

報告書

Calculation of neutron flux characteristics of dalat reactor using MCNP4A code

T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志

JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB

Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子$$alpha$$は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び$$^{197}$$Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。

論文

Validation of nuclear calculations with the FENDL/E-1.1 and JENDL fusion file based on a bulk-shielding experiment of a large type 316 stainless steel assembly

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 和田 政行*; 前川 洋

Fusion Technology, 34(1), p.6 - 17, 1998/08

ITERの遮蔽設計で使われている輸送計算コードMCNP-4AとDORT3.1及び核データライブラリーFENDL/E-1.1の妥当性を検証するために、原研FNSで実施した大型のSS316体系を用いたバルク遮蔽実験の解析を行った。FENDLの次版に多くの核種が取り入れられているJENDL Fusion Fileを用いた解析も実施した。FENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileを用いたMCNP計算は、測定データと30%以内で一致した。DORT計算も、中性子175群、$$gamma$$線42群のエネルギー構造で自己遮蔽補正をした多群ライブラリーを用いた場合にはMCNPと同精度で実験を再現することができた。FENDL/E-1.1,JENDL Fusion Fileを用いたMCNP-4A及びDORT3.1によるバルク遮蔽設計計算の精度は、厚さ900mmのSS316に対し30%以内であると結論できる。

論文

Effects of organic solvent on infinite neutron multiplication factor of homogeneous plutonium nitrate solution system

桜井 聡; 荒川 拓也*; 奥野 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(5), p.365 - 369, 1998/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

均質硝酸プルトニウム溶液体系の無限中性子増倍率(k$$_{inf}$$)に与える有機溶媒の影響をMNCP-4Aを用いた数値計算によって調べた。その結果、硝酸プルトニウム-30vol%リン酸トリブチル-ドデカン有機溶媒系のk$$_{inf}$$は硝酸プルトニウム水溶液系のk$$_{inf}$$とほぼ等しいことを確認した。しかし、結果をより子細に眺めると、有機溶媒系のk$$_{inf}$$は70gPu/l以下では水溶液系の対応値よりも僅かに大きくなった。それゆえ、$$^{239}$$Pu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$水溶液系の推定臨界下限濃度が6.9g$$^{239}$$Pu/lであるのに対して、有機溶媒系の推定臨界下限濃度は6.8g$$^{239}$$Pu/lとなった。また、有機溶媒系のリン酸トリブチル濃度が上昇するとk$$_{inf}$$が増加する傾向も見出した。

報告書

NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムによる熱・冷中性子輸送計算

伊賀 公紀*; 高田 弘; 永尾 忠司*

JAERI-Tech 97-068, 58 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-068.pdf:1.67MB

水冷タンタルターゲット・減速材・反射体体系について、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いた熱・冷中性子輸送計算を行い、核破砕中性子源の核設計への本コードシステムの適用性を調べた。計算では、減速材に軽水及び液体水素を用いた場合に放出される中性子のエネルギースペクトルについて、B$$_{4}$$Cデカップラーの有無による強度変化、外部中性子線源位置による強度変化等の計算結果が実験結果に基づく半実験式に物理的に妥当な値のパラメータを用いて再現できることを確認した。しかし、放出中性子の時間スペクトルを精度良く評価するためには、MCNP4Aによる計算で反射体やデカップラー領域に適当なインポータンスを設定する工夫が必要であることがわかった。本計算によって、今後の核破砕値源の核設計にNMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを適用できることを確認した。

論文

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.2(Nuclear Science & Technology)

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B$$_{4}$$C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

論文

計算値を用いた未臨界度の推定; MCNPによる2分割結合炉心実験の解析

桜井 淳; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝*

日本原子力学会誌, 40(5), p.380 - 386, 1998/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

TCAで実施された二分割結合炉心実験の解析をMCNP 4Aで行った。中性子増倍率の誤差は、筆者らによって提案された「計算誤差間接推定法」で評価した。パルス中性子法シミュレーション計算は17$$times$$17+5G+17$$times$$17体系に対して、指数実験法シミュレーションの計算は16$$times$$9+3G+16$$times$$9体系及び16$$times$$9+5G+16$$times$$9体系に対して行った。「計算誤差間接推定法」による評価によれば、MCNP 4Aで計算した中性子増倍率には、0.4~0.9%の誤差が見込まれる。従来のパルス中性子法及び指数実験法では中性子増倍率に6%の誤差が見込まれているが、「計算誤差間接推定法」による計算値を用いた未臨界度の評価ではそれを1%以下にできる。

論文

Accurate Estimation of Subcriticality Using Indirect Bias Estimation Method,(II) Applications

桜井 淳; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(6), p.544 - 550, 1997/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:23.97(Nuclear Science & Technology)

転水減速・反射、低濃縮UO$$_{2}$$燃料格子炉心での未臨界実験に「計算誤差間接推定法」を適用して未臨界度を推定した。即発中性子減衰定数と空間減衰定数の二つの測定可能な量をMCNP 4AとJENDL-3.2を用いて計算し、その誤差から「計算誤差間接推定法」により反応度とのバイアスを求めた。空間減衰定数の計算値と測定値との差は、実験値の誤差とほぼ同等であった。これにより、MCNP 4AおよびJENDL-3.2を用いた未臨界推定精度は、指数実験で達成可能な精度の範囲内であると言える。一方、計算および測定で求めた即発中性子減衰定数の差から、計算で求めた反応度のバイアスは有意な値が得られた。このバイアス値より計算で求めた実効増倍率に対して補正を行い、未臨界度を推定した。

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:66.72(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。

論文

Benchmark model of critical experiment at TCA for integral evaluation of fission product nuclide cross sections

桜井 淳; 山本 俊弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.202 - 210, 1997/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.04(Nuclear Science & Technology)

主要な核分裂生成物元素の反応度効果を測定した臨界実験のベンチマークモデルを提示する。核分裂生成物元素としてはロジウム、セシウム、ネオジウム、サマリウム、ユウロピウム、カドリニウム、エルビウムを選択した。これらの元素は、TCA(Tank-Type Critical Assembly)の燃料配列の中心部分に挿入された容器内に溶解している。容器内の水溶液の原子個数密度を算出した。この原子個数密度を使って、MCNP 4A、TWOTRAN及びJENDL-3.2断面積ライブラリーによる臨界計算を行った。

論文

Reaction rate distribution measurement and analysis for 0.895 and 1.21GeV proton bombardment on thick tungsten target

高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 深堀 智生; 坂本 幸夫; 義澤 宣明*; 降旗 しおり*; V.I.Belyakov-Bodin*; G.I.Krupny*

Proc. of 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments (SARE3), p.255 - 263, 1997/00

核破砕ターゲットにおる中性子輸送特性データを取得するために、0.895及び1.21GeV陽子を直径20cm,長さ60cmのタングスタンターゲットに入射射せる核破砕積分実験を行った。実験では種々の放射化検出器を用いて、Al(n,d)$$^{24}$$Na,Bi(n,xn)反応などについて円筒表面上の反応率分布を測定した。解析では、NMTC/JAERI-MNCP4A,HERMES及びLAHETの3種類のコードによる計算を行い、JENDLドシメトリファイル及びALICE-Fコードによる核種生成断面積を用いて反応率を求めた。計算結果と実験結果との比較を行った結果、入射明から30cmまで位置の反応率について、3種類のコードのうち、LAHETコードによる結果が実験結果と最も良く一致することがわかった。これは前平衡衝過程が考慮されているためである。この場合、C/E値は0.8~1.2の範囲にあった。55cmの位置では、全てのコードでC/E値は他の位置よりも極端に大きくなった。

論文

Analysis of reaction rate distributions on a thick tungsten target bombarded with protons of 0.8 to 1.2GeV

高田 弘; 明午 伸一郎; 佐々 敏信; 深堀 智生; V.I.Belyakov-Bodin*; G.I.Krupny*; Yu.E.Titarenko*

Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.323 - 333, 1997/00

0.8及び1.2GeV陽子を直径20cm、長さ60cmの厚いタングステンターゲットに入射した場合のターゲット円筒側面における種々の放射化検出器の反応率分布について、加速器によるTRU消滅処理システムの核設計に用いられるNMTC/JAERI-MCNP-4Aコードシステムを用いて解析計算を行い、実験結果と比較した。両方の入射エネルギーに共通して、主に10MeV以下の中性子検出反応S(n,p)$$^{32}$$P、Al(n,p)$$^{27}$$Mgについて、計算結果と実験結果は10~15%の差の範囲で一致し、コードシステムの現在の予測精度は妥当なものであることが判った。しかし、10$$sim$$100MeVの中性子検出反応Al(n,$$alpha$$)$$^{24}$$Na Bi(n,xn)について、計算結果は実験結果に対して30~50%低いことが判った。この不一致はNMTC/JAERIコードが中性子生成を低く評価することに起因すると考えられるため核反応及び粒子輸送過程の計算モデルについて、今後さらに改良する必要がある。

報告書

TCAでのFP核種中性子断面積積分評価用臨界実験のMCNP 4Aによる解析; ベンチマーク問題の作成

桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12

JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB

原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。

報告書

計算値を用いた未臨界度の推定,III; 「計算誤差間接推定法」の指数実験への適用

桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 内藤 俶孝

JAERI-Research 96-045, 31 Pages, 1996/08

JAERI-Research-96-045.pdf:0.87MB

「計算誤差間接推定法」では未臨界度予測精度は、$$rho$$$$_{m}$$-$$rho$$$$_{c}$$=K($$gamma$$$$_{zc2}$$-$$gamma$$$$_{zm2}$$)で表される。この式は、未臨界度予測精度は軸方向のバックリングの予測精度である($$gamma$$$$_{zc2}$$-$$gamma$$$$_{zm2}$$)に比例することを意味している。比例定数Kは計算によって求めるが、Kの不確かさが未臨界度予測精度に与える影響は、直接$$rho$$$$_{m}$$=K($$gamma$$$$_{zm2}$$+$$beta$$$$_{z2}$$)によって求めた未臨界度と固有値計算によって求めた$$rho$$$$_{c}$$とを比べる場合に比べてはるかに小さい。したがってKの値は、既算の値を計算によって求めておけば精度は充分に保たれる。もし$$gamma$$$$_{zc2}$$=$$gamma$$$$_{zm2}$$であれば、$$rho$$$$_{c}$$=$$rho$$$$_{m}$$となる。TCAの四つの未臨界炉心の実験解析を基にこの方法の信頼性を示すことができた。

論文

核内カスケードモデルを用いた陽子入射実験解析

高田 弘

原子核研究, 41(3), p.39 - 47, 1996/06

68MeV陽子を厚いC、Au及びCuターゲットに入射した場合の中性子スペクトルについて、NMTC/JAERIとMCNP-4Aから成る高エネルギー核子・中間子輸送計算コードシステムを用いて、前平衡過程を導入した場合(3STEPオプション)と反射・屈折及び媒質効果を考慮した核子・核子散乱断面積による原子核の平均場の効果を導入した場合(ISOBARオプション)の2通りの解析計算を行った。3STEPオプション計算は45°より後方では全エネルギー範囲について実験と良く一致したが、0°~30°方向では20MeV以上の中性子放出を実験よりも極端に大きく評価した。一方、ISOBARオプション計算は、3STEPオプション計算に生じた前方角度の不一致を良く改善し、後方角度でも実験とかなり良く一致した。この結果、原子核の平均場の効果を考慮することにより、NMTC/JAERI-MCNP-4Aコードシステムの計算精度の向上が確認できた。

報告書

計算値を用いた未臨界度の推定,II

桜井 淳; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝

JAERI-Research 96-008, 77 Pages, 1996/02

JAERI-Research-96-008.pdf:1.66MB

臨界集合体TCAを利用して7種類の未臨界炉心を構成し、反応度と中性子計数率空間分布を測定した。実験解析にはMCNP-4Aを利用した。中性子計数率空間分布の計算結果は、すべてその実測値と相互の誤差範囲内でよく一致している。このことは「計算誤差間接推定法」では、MCNP-4Aでの固有値問題の計算で求めた中性子増倍率は、その体系で実験的に評価した反応度から求めたものに一致することを意味している。今回の実験と計算によって「計算誤差間接推定法」を適用した計算値を用いた未臨界度の評価法の基礎技術を確立することができた。

報告書

指数実験法の複雑配列炉心への適用性の検討

桜井 淳; 荒川 拓也*; 須崎 武則; 内藤 俶孝

JAERI-Research 95-082, 36 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-082.pdf:1.01MB

指数実験法を正方配列炉心からはずれたより複雑な配列炉心の中性子増倍率評価に適用した。精度評価をする場合、基準としては精度評価が十分になされている連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-4Aで計算した中性子増倍率の値を利用した。指数実験法で得られた精度は、従来正方配列炉心に適用していた解きに得られたものと同程度であることがわかった。

報告書

中性子源増倍法による未臨界度の推定

桜井 淳; 須崎 武則; 荒川 拓也*; 内藤 俶孝

JAERI-Research 95-022, 50 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-022.pdf:1.28MB

TCAにおいて2.6%の濃縮UO$$_{2}$$燃料棒n$$times$$n本を正方格子間隔1.956cmで配列して、中性子源増倍法に関する実験を行った。n=17、16、14、11および8と変化させ、異なる炉心水位の組合わせで、合計15種類の未臨界炉心を構成した。$$^{252}$$Cf中性子源を炉心中心近傍に設置し、炉心内および水反射体内の2箇所で小型核分裂計数管により垂直方向の中性子計数率分布を、5cm間隔で測定した。実験解析は、モンテカルロ法による計算コードMCNP-4Aで行った。今回つぎのような結論を得た。(1)指数実験およびMCNP-4Aで求めたk$$_{eff}$$の差は、ほとんどの体系において1%以下である。(2)MCNP-4Aで50万ヒストリーで計算した中性子計数率の標準偏差は、ピーク付近でいずれも5~8%の範囲である。ひとつの炉心で規格化した中性子計数率の計算値は、実測値によく一致している。

報告書

MCNPコードによるペレット・溶液混在低濃縮ウラン燃料臨界実験の解析

小林 友也*; 荒川 拓也*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 94-018, 36 Pages, 1994/12

JAERI-Data-Code-94-018.pdf:1.09MB

連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMCNP-4Aを評価済み核データ・ファイルJENDL-3.1と組合わせて、$$^{235}$$U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している12体系の臨界実験を解析した。中性子増倍率の計算値は平均で0.955となったが、1よりこのように小さくなった主な原因は、実験報告書に記された燃料溶液等の組成の不正確さにあると推定された。このため、燃料ペレット、燃料溶液、ステンレス鋼、ガドリニウムの組成データについて吟味し、より正確な値を採用したと思われるOECD/NEAの国際ベンチマーク問題に従って解析した結果、中性子増倍率の計算値は平均で0.986となり、かなり1に近付いた。

21 件中 1件目~20件目を表示