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報告書

Systematic study of neutron induced reactions of the actinide nuclei

V.M.Maslov*; 菊池 康之

JAERI-Research 96-030, 68 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-030.pdf:2.21MB

アクチニド核の10keV~20MeVの中性子核反応の計算に統計模型を用いた。主要アクチニドの利用可能な実験値は、マイナーアクチニド核種の矛盾ない評価の理論的ツールの開発に活用した。(n,nf)反応閾値以下での評価手法はHauser-Feshbach理論、準位密度の現象論的模型、ガンマ線放出の巨大共鳴模型、結合チャネル光学模型に基づいた。平衡状態及び核分裂の鞍部点における準位密度に対して、対効果、集団運動効果、殻効果を考慮した。準位密度の集団運動効果を入れることは、内側鞍部点の変形の非対称性に基づく核分裂障壁パラメータの値に大きな影響を与える。(n,nf)反応閾値以上の核分裂断面積を矛盾なくフィットするには殻効果を減じなければならないことが判明した。捕獲断面積は(n,$$gamma$$n')、(n,$$gamma$$f)反応を考慮して計算された。

論文

X-ray diffraction study of transition metals after fast neutron irradiation at low temperature

前田 裕司; 小野 文久*

Mater.Sci.Forum, 15-18, p.1099 - 1104, 1987/00

LHTLで5Kで中性子照射した遷移金属中の照射欠陥をX線による格子定数およびHuang散乱の測定により調べた。その結果、Fe中の格子間原子の体積膨張は他のbcc金属とくらべ0.6at.volと小さい。これは3d-electronがその軌道を変え安定な状態へ移ることで説明できた。 またHuang散乱の測定では、Agのカスケードの大きさは60Aとなり、NiのそれはAgよりも少ないことがわかった。他の実験の報告と比較して論じ、報告する。

論文

Experimental study of counter-current two-phase flow in horizontal tube connected to inclined riser

大貫 晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(3), p.219 - 232, 1986/00

加圧水型炉、冷却材喪失事故時のシステム内および炉心内の熱水力挙動を評価するさい、ホットレグでの対向流抑制(CCFL)は蒸気発生器への水流量および圧力容器内上部プレナムへの水流量を決めるため重要となる。ホットレグでのCCFLを評価するため、テスト部として傾斜管付き水平管をホットレグ模擬流路とし、実験的にその流路でのCCFL特性を解明した。模擬実験の結果、定常分離流でのデータに対しては Wallis型の相関式(Jg$$^{ast}$$$$^{1}$$$$^{/}$$$$^{2}$$+mJe$$^{ast}$$$$^{1}$$$$^{/}$$$$^{2}$$=C)が適応できた。しかし水プラグを伴う非定常流では適応できなかった。包絡線理論に基づく解析により、定数Cは水平管部長さと流路直径の比および傾斜管部長さの関数となるべきことを示した。この関数はRichterらの結果を十分予測した。定数mは本実験データに対してほぼ一定値、0.75となった。この定数Cの関数およびm=0.75により非定常流の場合を除く本実験のデータが整理できた。

論文

Parameter effects on downcomer penetration of ECC water in a PWR-LOCA

数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(1), p.32 - 41, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.99(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

論文

Experimental study of upper core quench in PWR reflood phase

阿部 豊; 数土 幸夫; 刑部 真弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.571 - 583, 1983/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:60.91(Nuclear Science & Technology)

本研究は、PWR-LOCA時の再冠水過程における炉心上部でのクエンチ現象、すなわち、トップクエンチとボトムクエンチの特性を実験的に調べたものである。炉心上部のクエンチ現象の特性は、TRACのような最適安全評価解析コードによってさえ良く予測されていない。本研究により以下のことが明らかになった。(1)炉心上部におけるクエンチ現象は、クエンチ速度とクエンチ温度の関係において、次の3つの型に分類される。(I)発熱棒におけるトップクエンチ、(II)非発熱棒におけるトップクエンチ、及び(III)発熱棒におけるボトムクエンチである。(2)発熱棒でのトップクエンチは、その発熱棒に隣接する非発熱棒を伝わり落ちる液膜の影響を受ける。(3)発熱棒でのトップクエンチ速度は、クエンチ温度の上昇とともに増加するが、それは従来の理論による予測とは反対の傾向である。(4)非発熱棒でのトップクエンチは、従来の理論と同じ傾向をもっている。

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