検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 31 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

論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。

論文

Validation of the nuclear design code system for the HTTR using the criticality assembly VHTRC

藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.155 - 162, 2004/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

HTTRは低濃縮ウラン燃料と可燃性毒物棒を用いている。HTTRの核設計コードシステムの検証を目的として、VHTRCが建設された。これをもとに実効増倍率,中性子束分布,可燃性毒物の反応度価値,制御棒価値,温度係数の設計誤差を評価した。モンテカルロコードの解析精度も評価した。

論文

Characteristic test of initial HTTR core

野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.6(Nuclear Science & Technology)

本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。

報告書

FCA XVII-1 における種々のサンプルを用いた$$^{238}$$Uドップラー効果測定

安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 大井川 宏之

JAERI-Research 2001-017, 20 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-017.pdf:0.82MB

組成・外径の異なる6種類の円筒形サンプルを用い、$$^{238}$$U自己遮蔽効果を変化させたドップラー効果測定実験を行い、FCA解析手法の予測精度を評価した。実験は、800$$^{circ}C$$までのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、PEACO-Xコードにより求めたサンプルの実効断面積を用いドップラー効果を計算した。拡散理論に基づく解析の結果、金属ウラン及び二酸化ウランサンプルでは実験値と計算値はよく一致したが、背景断面積が大きく$$^{238}$$U自己遮蔽効果が小さいサンプルについては、10%~30%の過小評価となった。輸送計算によりこの過小評価は改善されたが、背景断面積が300barn以上であるサンプルに対しては、依然20%程度の過小評価であった。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。

論文

臨界集合体の現状と将来利用,2-4; 高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)

秋濃 藤義; 山根 剛

日本原子力学会誌, 40(4), p.262 - 264, 1998/00

1985年5月のVHTRCの初回臨界以来、HTTRの基本設計、詳細設計及び部分模擬炉心の各炉心を構成し、基本的な炉物理である(1)臨界質量、(2)制御棒及び可燃性毒物棒の反応度価値、(3)中性子束分布、(4)動特性パラメータ$$beta$$$$_{eff}$$/$$Lambda$$等について実験・解析の比較を行い、HTTRの核設計精度の検証を行いHTTRの核設計の要請精度を満たすことを明確にした。また、VHTRCにおいてHTTRの初回臨界試験における核的安全性の評価のための実験を行い、1996年度でVHTRCを用いての実験を終了した。

報告書

Measurement of reactivity worths of Sm,Cs,Gd,Nd,Rh,Eu,B and Er aqueous solution samples

小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-088.pdf:0.86MB

使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。

論文

Experimental verification and analysis of neutron streaming effect through void holes for control rod insertion in HTTR

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.185 - 192, 1997/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒カラムには、それぞれ制御棒を挿入するために3個のボイド孔がある。これらのボイド孔からの中性子ストリーミング効果を評価するため、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、模擬したボイド孔の反応度価値をパルス中性子法を用いて測定した。ボイド孔の反応度価値は中性子生成時間の変化の補正を考慮した修正King-Simmons式で求めた。測定結果を核データにENDF/B-IVを用いたBenoist'sの非等方拡散係数による計算結果と比較した。この結果、ボイド孔の反応度価値は等方拡散係数を用いて得られる反応度価値の約2倍にまで大きくなること、また、等方拡散係数による反応度価値を超える成分を中性子ストリーミング効果として定義すると、この効果は炉心領域において11%程度、反射体領域において32%程度過大評価されることが明らかになった。このためHTTR初臨界炉心においては、ボイド孔からの中性子ストリーミングによる反応度の低下は1%$$Delta$$k程度に止まると評価される。

論文

High temperature Doppler effect experiment for $$^{238}$$U at FCA, I; Reactivity worth measurement with a small heated sample up to 1500$$^{circ}$$C

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 安藤 真樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.202 - 210, 1996/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.81(Nuclear Science & Technology)

原研高速炉臨界集合体(FCA)のためのドップラー効果測定の実験装置を開発した。この装置の完成により、1500$$^{circ}$$Cまでの$$^{238}$$Uドップラー効果測定が可能となり、高温領域でのドップラー効果の予測精度の評価と向上を図ることができる。測定は、サンプル加熱・反応度価値測定法に基づく。実験装置は、高温部にタングステンを、その他の部分には不銹鋼を用いている。実験装置の概要を、本論文中に示した。開発した装置を用いて、酸化物燃料高速炉模擬炉心においてドップラー効果を測定した。解析では、JENDL-3.2を用いて1次摂動理論に基づいてドップラー反応度価値を計算した。計算には、超微細群セル計算コードPEACO-Xを用いて、ドップラーサンプルの実効断面積を計算した。計算は高温領域でのドップラー効果を若干過小評価した。測定データを外挿して、1500$$^{circ}$$C以上でのドップラー効果を推定した。1500$$^{circ}$$Cまでの測定データを用いると、従来の800$$^{circ}$$Cまでの測定データによる推定に比べて、高温領域のドップラー効果の推定精度が飛躍的に向上した。

論文

Measurement of reactivity worths of natural Sm, Cs, Gd, Nd, Rh, Eu, B and Er

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

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00

燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO$$_{2}$$燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm$$times$$4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、CsNO$$_{3}$$、Gd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Nd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Rh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Eu(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。

論文

Doppler effect measurement up to 2,000$$^{circ}$$C in the fast critical facility FCA

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦

Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.172 - 179, 1996/00

高速炉の安全性において、負のフィードバック効果として重要なドップラー効果の高温域での予測精度向上を図るために、FCAにおいて2000$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果測定を行った。測定には、(1)サンプル加熱・反応度価値変化測定法(1500$$^{circ}$$Cまで)と(2)箔加熱・反応率変化測定法(2000$$^{circ}$$Cまで)を用いた。ドップラー効果の中性子スペクトル依存性を調べるために、組成の異なる3つの体系において、測定を行った。解析では、共鳴遮蔽効果を正確に計算する超詳細群セル計算コード(PEACO-X)を用いた。サンプル加熱法によるドップラー反応度は一次摂動法により求めた。箔加熱法による反応率変化は、基本モードが成立していると仮定して、PEACO-Xと従来のセル計算結果から算出した。これらの計算には、核データとしてJENDL-3.2を用いた。計算は、ドップラー反応度では実験値を若干過小評価し、反応率変化では実験値と良い一致を示した。

論文

Resonance interaction effect between hot sample and cold core in analysis of Doppler effect measurement

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1097 - 1104, 1994/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:40.72(Nuclear Science & Technology)

サンプル加熱法による$$^{238}$$Uドップラー実験において、サンプルとサンプル周辺の炉心物質間の共鳴干渉効果を評価した。この干渉効果を検討するために、衝突確率法による超微細群セル計算コード(PEACO-X)を作成し、それを用いてFCAでの$$^{238}$$Uドップラー効果測定を解析した。解析結果を従来の計算法(SLAROM)による解析結果と比較した。共鳴干渉効果は、炉心中の$$^{238}$$Uの背景断面積に依存し、ドップラーサンプルの半径や密度にも依存する。共鳴干渉効果を考慮すると、ドップラー反応度の計算値は従来の計算値より大きくなり、サンプル依存性も解消し、計算の信頼性が向上した。

論文

Measurement of effective delayed neutron fraction of VHTRC-1 core

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.861 - 863, 1994/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:60.29(Nuclear Science & Technology)

VHTRC-1炉心の実効遅発中性子分率、$$beta$$$$_{eff}$$の測定を燃料コンパクトとMnコンパクトとの置換法を用いて行った。Mnコンパクトの反応度価値は臨界時の制御棒位置を測定し、制御棒校正曲線から求めた。置換法における燃料コンパクトとMnコンパクトとの吸収断面積の相違による反応度効果の補正は10群3次元拡散の第1次摂動理論を用いて行い、$$beta$$$$_{eff}$$の測定値として0.0075$$pm$$0.0002を得た。一方、$$beta$$$$_{eff}$$の計算は24群3次元拡散理論のSRACコードを用いて中性子束、随伴中性子束分布を求め、$$^{235}$$Uの遅発中性子核データにENDF/B-IV又はKeepinの値を用いて行った。この結果、Keepinの値は測定値より10%小さく、ENDF/B-IVの値は測定値より3.6%小さい値となったが、ENDF/B-IVの値は測定値の測定誤差6%(2$$sigma$$)以内で一致した結果を得た。

論文

Whole core calculations of power reactors by use of Monte Carlo method

中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.692 - 701, 1993/07

 被引用回数:31 パーセンタイル:6.99(Nuclear Science & Technology)

ベクトル化モンテカルロコードを用いて商用PWR及び高速原型炉の全炉心計算を行った。幾何形状は多重格子表現を用いてピンレベルまで正確にモデル化した。計算したパラメータは実効増倍係数、制御棒価値、出力分布等である。多群及び連続エネルギーコードを用いて計算し両者の結果を比較した。小さな分散を達成するため100万の中性子を追跡した。この結果高速ベクトル化コードは実効増倍係数、集合体出力、いくつかの反応度価値を現実的な計算時間で行えることが明らかになったが、従来のスカラーコードではこの様な大規模な問題を解くことは困難である。また目標設計精度を達成するのに必要なヒストリー数を評価し、ピン出力や小さな反応度価値計算のためには1千万オーダーのヒストリーが必要であることを示した。

論文

Neutronics properties of JMTR LEU core

永岡 芳春; 斎藤 実; 二村 嘉明

Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.454 - 455, 1992/11

JMTRは1993年11月に現在の中濃縮(45%)燃料から低濃縮(20%)燃料へ転換する予定である。低濃縮燃料要素は芯材に高ウラン密度4.8gv/cm$$^{3}$$のシリサイド燃料を、要素側板に可燃性吸収体としてCdワイヤを採用する。これにより、サイクル途中の炉心燃料交換のための炉停止が不要となり1サイクル連続運転(26日)が可能となる。本発表では、低濃縮燃料炉心の核特性について現行炉心と比較し、炉心の安全性及び照射試験性能が現行炉心と同等であることを報告する。

論文

Selected reactor physics phenomena observed during N.S.Mutsu power-up tests

板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 落合 政昭; 原子力船むつパワーアップ実験計画チーム

Proc. of the Int. Conf. on Nuclear Power Plant Operations; Ready for 2000, p.435 - 441, 1992/00

1990年、原子力船「むつ」の出力上昇試験がなされた。その間、多くの炉物理特性が測定されかつ解析された。この論文では炉物理試験で観測された特性のうちいくつかを紹介する。即ち、温態臨界における種々の制御棒位置の組合せ、過剰反応度測定試験中に見られた強い制御棒相互干渉、制御棒移動に伴う炉外中性子検出器応答特性の変化について記述する。これらの複雑な現象を解明するため、新しい解析技法を取り入れた3次元計算が種々なされた。計算結果は実測値を良く再現した。これら3次元解析の結果より、舶用炉の炉物理特性を精度良く予測するためには3次元解析が不可欠であることが結論された。

報告書

FCA XV炉心におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒半挿入体系の出力分布測定と解析

大井川 宏之; 大杉 俊隆; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 田島 淳一*

JAERI-M 91-096, 39 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-096.pdf:0.85MB

B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の予測精度向上に資するため、高転換軽水炉模擬炉心であるFCA XV-1及びXV-2(95V)炉心におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒半挿入体系の軸方向及び径方向の出力分布を測定し、計算と比較・検討した。B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値と出力の歪みはほぼ正比例の関係にあり、反応度価値を正しく計算するためには、出力の歪みを正しく計算する必要があることがわかった。JENDL-2、SRACを用いた計算は反応度価値と出力の歪みの両方を10~20%程度小さく見積る傾向があり、その原因の一つとしてセル計算における均質化の効果により、出力の歪みが約5%小さく計算されていることがわかった。

論文

Experimental study on reactivity worth for absorber material in high conversion light water reactor using FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium

岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10

高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるB$$_{4}$$C及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。$$^{10}$$B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、B$$_{4}$$Cについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。

論文

Evaluation of delayed neutron data for thermal fission of U-235 based on integral experiments at semi-homogeneous experiment

金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.673 - 681, 1988/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:33.16(Nuclear Science & Technology)

半均質臨界実験装置(SHE)の積分量に関する実験値と計算値との比較に基づいた間接測定により、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの熱中性子核分裂に対する遅発中性子データの評価を行なった。評価に使用した積分量は、動特性パラメータ、燃料棒の反応度価値及び可燃性毒物棒の反応度価値である。実験値に対する計算値の比の、1から偏差の自乗和を最小にするという条件のもとで、実効遅発中性子分率$$beta$$eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数$$lambda$$の両者についてその最確値を決定した。その結果、$$beta$$effの最確値はkeepinの遅発中性子データセットを用いて得られる値よりもかなり大きいことがわかった。また、その最確値はENDF/B-IVよりもENDF/B-Vを用いた場合の$$beta$$eff値に近い。一方、$$lambda$$の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対する$$lambda$$の値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。

31 件中 1件目~20件目を表示