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報告書

KRITZ-2臨界実験のベンチマーク解析

奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正

JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB

KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO$$_{2}$$燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245$$^{circ}$$C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO$$_{2}$$炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。

論文

Dyed Polyvinyl Chloride films for use as high-dose routine dosimeters in radiation processing

Mai, H. H.*; Duong, N. D.*; 小嶋 拓治

Radiation Physics and Chemistry, 69(5), p.439 - 444, 2004/04

 被引用回数:15 パーセンタイル:26.07(Chemistry, Physical)

放射線加工処理用実用線量計の使用を目的として、マラカイトグリーンまたは6GX-セトグロウシンを単独で0.11wt%含む厚さ約100$$mu$$mの2種の着色ポリ塩化ビニルフィルム(PVC)の特性を調べた。これらは、基本的には線量1-50kGyの範囲で$$^{60}$$Co $$gamma$$線照射により退色する。ともに、線量計の感度及び線量応答曲線の直線性は2.5%の抱水クロラール[CCl$$_3$$CH(OH)$$_2$$]と0.15%のハイドロキノン[HOC$$_6$$H$$_4$$OH]の添加により改良できた。また、これにより、食品照射や医用品の滅菌工程の品質保証をカバーする1kGyまで下限を拡張できる。両PVCフィルムの線量応答は、25$$^{circ}$$Cと比較して20-35$$^{circ}$$Cでは一定だが、35-55$$^{circ}$$Cでは温度係数(0.43$$pm$$0.01)%/$$^{circ}$$Cを持つ。照射前及び照射後60日間は線量計の特性は25$$^{circ}$$Cで1%以内で安定である。

報告書

HTTR出力上昇試験での臨界制御棒位置と温度係数; 中間報告

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 小林 正一; 澤畑 洋明; 石仙 繁

JAERI-Tech 2000-091, 49 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2000-091.pdf:2.0MB

現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950$$^{circ}C$$と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。

論文

Weapon-grade plutonium burning with HTRs

山根 剛; 山下 清信; 藤本 望

New approaches to the nuclear fuel cycles and related disposal schemes, 1, p.267 - 277, 1998/00

兵器級のプルトニウムを高温ガス炉で燃やす際の炉心核特性等について概括し、これまで報告されているシステムの設計研究例のレビューをもとに、炉物理的な観点での現状と今後の課題についてまとめた。特に重要な課題として、Pu装荷炉心では反応度温度係数が正になる可能性の問題を取り上げ、その原因と核設計上の対処方法について解説した。またPuの処理効率については、リサイクルなしのワンス・スルーサイクルで、初期装荷兵器級Pu量に対してPu-239で90%以上を消滅できることが報告されている。これは高温ガス炉の炉心が中性子経済に優れ、高性能の被覆粒子燃料を用いているため、高燃焼度の達成が可能であることに起因している。今後の課題として、Pu燃料を用いた積分実験は炉物理計算法及びデータの検証にとって有益であり、可能ならば高温領域、高燃焼度模擬条件下での温度依存の炉心パラメータの測定が望まれる。

論文

Effects of temperature during irradiation and spectrophotometry analysis on the dose response of aqueous dichromate dosimeters

H.H.Mai*; 橘 宏行; 小嶋 拓治

Radiation Physics and Chemistry, 53(1), p.85 - 91, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.96

低線量及び高線量測定用の二種類の銀添加重クロム酸溶液線量計について、$$^{60}$$Co-$$gamma$$線に対する線量応答の照射中及び吸光度測定中の温度依存性を調べた。照射中の温度が5~25$$^{circ}$$Cの範囲では、線量応答は基準とした25$$^{circ}$$Cにおける応答と変わらなかったが、25~60$$^{circ}$$Cでは温度とともに徐々に減少する。ASTEM1401-96では5~50$$^{circ}$$C全範囲を直線近似し、約-0.2%/$$^{circ}$$Cの温度係数を与えているが、今回の結果からは、照射温度Tの時の応答と25$$^{circ}$$Cの時の応答との比R$$_{T}$$は、R$$_{T}$$=1.022-2.73$$times$$10$$^{-4}$$T-2.44$$times$$10$$^{-5}$$T$$^{2}$$で表すことができる。比較のため25~50$$^{circ}$$Cの範囲を直線近似して求めた係数は、線量範囲2~10kGy及び10~50kGyについてそれぞれ-0.20及び-0.23%/$$^{circ}$$CとASTMの値とほぼ一致した。吸光度測定中の溶液の温度がモル吸光係数に与える影響は、5~50$$^{circ}$$Cの範囲では認められなかった。

論文

Reactor-grade plutonium burning by pebble bed type HTGRs

藤本 望; 山下 清信

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.957 - 962, 1997/00

ペブルベッド型高温ガス炉を用いた原子炉級プルトニウムの燃焼の可能性について検討した。解析はVSOPコードで行い、燃料球に装荷するPu量を変化させその特性を評価した。その結果、燃料球あたり0.08gから1.5gのPuを装荷できることがわかった。温度係数については、温度が高いほど、またPu装荷量が多いほど温度係数が負になること、燃焼が進むほど温度係数が正になることがわかった。これは、主に熱中性子スペクトルが変化し、$$^{135}$$Xeの中性子吸収が変化することが原因である。燃焼期間中の温度係数が負であるよう燃料の燃焼度を定めると400GWd/t程度となり、年あたり30%程度、サイクルあたり40%程度のPu消滅率となることがわかった。また、MOX燃料のLWRと比較すると、単位出力・年あたりの消滅量では非常に優位であり、高温ガス炉による原子炉級Pu消滅の有効性が明らかとなった。

報告書

$$^{239}$$Pu高濃度のプルトニウムを装荷したペブルベッド型高温ガス炉の温度係数の検討

徳原 一実*; 山下 清信; 新藤 隆一; 藤本 望

JAERI-Tech 96-025, 50 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-025.pdf:1.3MB

ペブルベッド型高温ガス炉に兵器級Puを装荷した場合、温度係数が正になるという問題があった。そこで、温度係数を負にする方法を、兵器級Puを劣化U等の親物質と混合せずに、全炉心に兵器級Puの燃料のみを装荷する炉心を対象として検討した。検討の結果、熱領域に共鳴捕獲反応を持つ核種(Er)を炉心に添加すれば、温度係数が負になることを確認した。また、この場合には燃料球の燃焼度が低下するが、Erを添加せずとも、Puの装荷量を増大して熱中性子束のピークを小さくすれば、燃焼度の低下なしに温度係数を負にできることを明らかにした。燃焼度の増大とともに熱中性子束のピークが再び大きくなる可能性があるが、ペブルベッド型炉では燃料球の最大燃焼度の1/2程度で原子炉が平衡状態になるため、初期の装荷量が多い限り熱中性子束のピークが再び大きくなることはない。

報告書

Compilation report of VHTRC temperature coefficient benchmark calculations

安田 秀志; 山根 剛

JAERI-Research 95-081, 32 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-081.pdf:1.28MB

本報告書はIAEA協力研究計画の下に準備した高温ガス炉の炉物理ベンチマーク問題に対する各参加研究機関の計算結果を編集したものである。ベンチマーク問題は低濃縮ウラン被覆粒子燃料、黒鉛ブロック構造の臨界集合体VHTRCを常温から200$$^{circ}$$Cに昇温する場合の増倍係数、反応率等を算出することを課題にしたものであり、JAERI-Data/Code 94-013に報告されている。平成7年8月までに5ヶ国7機関が解析しており、これらの結果を比較できるようにまとめた。研究機関ごとに核データ、解析モデル計算コードが異なるため得られた値には差が見られるものの、実効増倍数係数では1%、反応温度係数では13%以内で実験値と一致することが確かめられた。

報告書

VHTRC temperature coefficient benchmark problem

安田 秀志; 山根 剛; 佐々 敏信

JAERI-Data/Code 94-013, 17 Pages, 1994/10

JAERI-Data-Code-94-013.pdf:0.77MB

低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の炉物理パラメータの計算精度を検討評価する資料とするため、IAEA協力研究計画(CRP)の一環としてベンチマーク問題を作成した。この問題はピンインブロック型炉である高温ガス炉臨界実験装置VHTRCに主として4%濃縮ウラン被覆粒子燃料を装荷して実施した炉心昇温実験に基づいて作成した。VH1-HP問題では常温から200$$^{circ}$$C間での5段階の温度ステップに対して、それぞれの臨界未満度から温度係数を算出することを求めており、VH1-HC問題で常温及び200$$^{circ}$$Cでの臨界状態での実効増倍係数を算出することを求めている。上記両問題ではさらに、スペクトル指標等のセル計算の結果を出すことも求めている。比較に供するため、主な計算結果に対応する実験結果も示した。

報告書

SATCAP-C: 加圧水注入型式キャプセルの熱設計用プログラム

原山 泰雄; 染谷 博之; 麻生 智一; 新見 素二

JAERI-M 92-149, 78 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-149.pdf:2.53MB

JMTR内で照射される照射試験用キャプセルの型式として、内部へ高圧水を供給するタイプのキャプセルがある。本型式のキャプセルを設計するに当たっては、キャプセル内の熱挙動をできるだけ正確に把握しておく必要がある。そのための計算プログラムとしてSATCAPが作成された。現在、本タイプのキャプセルには、燃料棒照射用のBOCAキャプセルと材料試料照射用の飽和温度キャプセルがあり、照射に供されている。各々のキャプセルの照射挙動が解析された。その結果、これらキャプセルの熱挙動の解析に本計算プログラムは、十分な性能を有することが確認された。本報告書における計算プログラムSATCAP-Cは、供給水のキャプセル内への供給方法、外筒管の構造および照射試料の種類(燃料か材料か)を選択可能とし、現状で考えられる本型式のキャプセルの熱挙動を十分把握できるものである。

論文

Analysis of overall temperature coefficient of reactivity of the VHTRC-1 core with a nuclear design code system for the High-Temperature Engineering Test Reactor

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一

Nuclear Science and Engineering, 110, p.177 - 185, 1992/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:45.16(Nuclear Science & Technology)

本報は、VHTRCの室温から200$$^{circ}$$Cまでの炉心昇温実験より得られた実効増倍率及び反応度温度係数を高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計計算手法を用いて解析し、解析値と実験値の比較より得た低濃縮ウラン炉心の温度特性評価精度の評価結果を報告するものである。核設計計算手法に用いる計算コードはDELIGHT-7、TWOTRAN-2及びCITATION-1000VPである。DELIGHT-7コードは、特にHTTRの燃料核特性を評価するため著者らにより開発された高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コードである。この精度評価では、解析値と実験値が極めてよく一致したことから、HTTRの核設計計算手法は低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の温度特性を適切に評価できることが明らかとなった。

論文

Fading characteristics of an alanine-polystyrene dosimeter

小嶋 拓治; L.Chen*; 春山 保幸; 橘 宏行; 田中 隆一

Applied Radiation and Isotopes, 43(7), p.863 - 867, 1992/00

ポリスチレン成形アラニン線量計の線量応答に及ぼす照射中及び照射後(郵送中)の温度の影響を、東南アジア諸国におけるkGyレベルのトランスファー線量測定(素子を郵送によってやりとりして線量測定・校正等を行う)を目的として調べた。線量応答は、0~70$$^{circ}$$Cの範囲において、照射中の温度に比例して増加し、この傾き(温度係数)は1、10、100kGyいずれの線量レベルにおいても0.24%/$$^{circ}$$Cとなった。照射後の線量応答は、線量及び温度が高くなるほど減衰が早い傾向があった。放射線滅菌線量10kGyレベルの厳密なトランスファー線量測定においては、日本国内の環境では問題ないが、環境温度40$$^{circ}$$C付近の国で行われる場合、照射後のフェーディングを考慮する必要があることがわかった。また、フェーディング曲線が、速度の異なる2成分からなること、及びそのメカニズムについて考察を行なった。

論文

Effect of eccentric pellet on gap conductance in fuel rod

原山 泰雄; 染谷 博之; 星屋 泰二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.961 - 964, 1991/10

燃料棒内のペレットが、偏心した場合のギャップ熱伝達率について考察した。ペレットが被覆内で偏心すると、ギャップの断面は「三日月形」の領域が形成される。この「三日月形」の領域に関する温度分布を二次元分布として表わした。得られた温度分布より、ギャップ寸法が周方向に変化する場合のギャップ熱伝達率が推定された。結果として、軽水炉燃料棒のようなギャップ寸法の小さいものでは、平均ギャップ熱伝達率は軸対称と考えて求めたギャップ熱伝達率とほとんど変わらないことが示された。この結果は、燃料棒の設計等において、燃料棒内のペレットと被覆を中心軸対称と考えて温度を計算しても、特に問題は発生しないと言う理論的基礎を与える。

報告書

高温工学試験研究炉の反応度係数の評価

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 中川 繁昭; 中田 哲夫*; 徳原 一実*

JAERI-M 90-008, 49 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-008.pdf:1.17MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)のドプラ係数、減速材温度係数及び出力係数の評価方法及びその結果についてまとめたものである。本評価より、燃焼末期の中間出力運転状態で減速材温度係数が$$^{135}$$Xe及び$$^{239}$$Puの蓄積により僅かに正となるガドプラ係数と総合した出力係数は負であり、本原子炉は固有の出力制御特性を有することが明らかとなった。

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。

報告書

Reflood experiments in single rod channel under high-pressure condition

G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二

JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-178.pdf:0.74MB

原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。

報告書

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。

論文

Experimental studies on the thermal and hydraulic performance of the fuel stack of the VHTR, Part II; HENDEL multi-channel test rig with twelve fuel rods

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

Nucl.Eng.Des., 102, p.11 - 20, 1987/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:47.38

高温ガス試験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T$$_{1}$$)により、燃料体1カラムに関する伝熱流動試験を行った。併せて3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。均一出力分布試験により得られた燃料棒の熱伝達は、1チャンネル試験の結果と良く一致し、スペーサゾブにより伝熱が促進されることが確認された。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させた不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験及び炉心内出力分布を模擬した傾斜出力分布試験における黒鉛ブロック水平断面内の最高温度と最低温度の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20度であった。

論文

Moderator temperature coefficient in BWR core

内藤 俶孝

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(11), p.826 - 832, 1977/11

 被引用回数:2

反応度の減速材温度係数を推定するためには、Zfの温度依存性と炉心からの中性子漏洩を解析することが必要である。Zfの温度依存性は多くの研究者により研究されてきたが、中性子漏洩の温度依存性はほとんど研究されていない。十字型制御棒を有するBWR炉心においては、高速中性子の反射体への漏洩と熱中性の制御棒への漏洩の2種類の中性子漏洩を考慮しなければならない。JPDR-?(BWR)炉心における温度係数の測定が減速材温度20$$^{circ}$$Cから275$$^{circ}$$Cの範囲で行われた。中性子漏洩の温度依存性を評価するために、JPDR-?炉心における温度係数が空間3次元中性子束分布計算コードDIFFUSION-ACEを用いて解析された。この解析の結果は、反射体への中性子漏洩量と制御棒への中性子漏洩量の比率を精度良く求める必要があることを示している。即ち、BWR炉心における温度係数の算出には実際の制御棒パターンでの中性子漏洩量を求めなければならない。

論文

NSRR(原子炉安全性研究炉)の炉特性解析

伊勢 武治; 稲辺 輝雄; 中原 康明

日本原子力学会誌, 17(6), p.314 - 321, 1975/06

NSRRの炉特性解析法の確立をはかるとともに、この炉の炉物理的特徴を明らかにした。また、実験孔最適設計の検討を行なった。炉解析上の特徴は、中性子の散乱過程を充分考慮した炉定数作成コードおよび臨界計算コードが必要であること。炉物理上の特徴は、即効性負温度係数が-0.94$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$/$$^{circ}$$Cと大きいこと、この温度係数の80%は熱中性子の寄与であること、多群の熱群炉定数でないとは、いづれも実験孔内の物質による影響を受けること、試験燃料ピンに最大発熱を与える実験孔内の軽水の最適の厚さが存在し、それがピンの太さおよびウランの濃縮度に依らないこと、等である。

報告書

NSRRの熱中性子スペクトラム,温度係数および動特性パラメータ; NSRRの炉物理と核設計,1

伊勢 武治; 中原 康明; 秋元 正幸

JAERI-M 5730, 52 Pages, 1974/06

JAERI-M-5730.pdf:1.62MB

NSRRに対して温度係数を中心に数値的サーヴェイを行って、この炉の核特性解析法を確立すると共に、炉物理的特徴を明らかにした。(1)全温度係数の値は-0.82$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$/$$^{circ}$$C(23$$^{circ}$$C~700$$^{circ}$$Cの平均)であり、燃料温度300$$^{circ}$$C附近で最大値を示す分布を持つ。(2)全温度係数の70~80%は熱中性子の寄与によるものである。(3)この熱中性子の寄与は温度上昇による熱中性子の上方散乱の増加によるものを含むので、臨界計算の際には熱中性子の寄与をできるだけ多群にして評価しなければならない。熱1群では、温度係数に20%の誤差を生ずる。(4)動特性パラメータを求める際にも同様の注意が必要で、熱1群では即発中性子寿命に8%の誤差を生ずる。(5)燃料は均質であっても燃料セルとしての非均質効果は大きく、燃料セル全体を均質化した時との差は温度係数で30%以上となって現われる。(6)温度係数の値は実験孔内の軽水の量に比例して大きくなる。軽水実験孔のときの値が空孔実験礼のときより20%大きい。

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