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堀井 雄太; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 山田 忠久*; 古澤 尚也*; 村上 龍敏; 加藤 正人
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154799_1 - 154799_20, 2024/01
被引用回数：4 パーセンタイル：79.63(Materials Science, Multidisciplinary)MOX燃料の照射により生成する主要なFPであるNd
O
及びSmO、模擬FPとして添加したMOXの熱伝導率を評価した。MOX中の模擬FPの均質性の観点から熱伝導率を評価するため、ボールミル法及び溶融法で作製した2種類の粉末を用いて、Nd及びSmの均質性が異なる試料を作製した。模擬FPが均質に固溶した試料では含有量が増加するにしたがってMOXの熱伝導率が低下するが、不均質な模擬FPは影響を及ぼさないことが分かった。熱伝導率に対するNd及びSmの影響を古典的フォノン輸送モデル
=(A+BT)
を用いてNd/Sm依存性を定量的に評価した結果、A(mK/W)=1.70
10
+ 0.93C
+ 1.20C
, B(m/W)=2.3910
と表された。
中島 健; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Tech 2003-028, 31 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-028.pdf:1.38MB
TRACYを用いた超臨界実験における出力履歴を精度良く測定するために、熱外中性子検出による出力測定を試みた。熱外中性子の測定のために、カドミウム(Cd)被覆の
U核分裂電離箱を使用し、中性子検出効率を向上させるための中性子減速材としてポリエチレンをCd被覆内に設置した。また、
線によるノイズの影響を低減するために鉛遮蔽体を設けた。測定結果を熱中性子検出器の結果と比較したところ、従来の熱中性子検出では中性子が検出器に到達するまでの飛行時間によって生じる時間遅れの影響により出力に歪みが生じ、また、出力ピーク値が減少することが明らかになった。出力ピーク値の減少率は、添加反応度1.5$の比較的ゆっくりとした出力変化の場合には約4%であったが、反応度が約3$の高速出力変化では、40%以上と大きくなった。
高野 公秀; 湊 和生; 福田 幸朔; 佐藤 正知*; 大橋 弘士*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(7), p.485 - 493, 1998/07
被引用回数：4 パーセンタイル：38.47(Nuclear Science & Technology)酸素ポテンシャルの高い酸化物燃料中において生成することが熱力学的に予測されているCsUO
とCsUO
を、UO
とCsCOから調整し、熱膨張率及び熱伝導率を測定した。高温X線回折法による格子定数の温度依存性から求めたCsUOの線熱膨張は、室温から973Kまでで1.2%であり、CsUOについては1073Kまでで1%であった。CSUOとCsUOのディスク状試料を作製し、レーザーフラッシュ法により熱拡散率を測定した。測定値に密度と比熱を掛け、熱伝導率を温度の関数として決定した。100%理論密度に換算したCsUOの熱伝導率は980Kで1.18W/mKでありUOの約30%であった。CsUOについては1093Kで0.94W/mKであり、UOの約27%であった。
J.Yan*; 丸山 結; 杉本 純
JAERI-Tech 95-052, 27 Pages, 1995/12
CORCON-Mod3コードを用いて、サンディア国立研究所で行われた溶融炉心コンクリート相互作用に関するSURC実験の解析を実施した。本解析ではCORCON-Mod3で新たに採用されたモデルを適宜使用した。熱的履歴、気体の発生及びエアロゾルの生成について、実験結果と解析結果の詳細な比較を行った。CORCONはコンクリートの溶融侵食、溶融物の温度等の熱的履歴を比較的良く再現した。気体の発生及び発生気体の組成については、解析と実験とに大きな差が生じることがあることが判明した。発生エアロゾルの濃度の比較では解析が実測値と一桁程度まで過大に評価した。FP模擬物であるBa、La及びCeの放出に関する解析と実験結果との差は一桁以内であったが、Moの放出量はCORCONによりかなり過小に評価された。
加藤 敏郎*; 緒方 良至*; 原田 秀郎*; 中村 詔司*; 関根 俊明; 初川 雄一
Global 1995,Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, 2, p.1552 - 1559, 1995/00
長寿命の核分裂生成物の消滅に関する基礎データとして、著者らがこれまでに行った中性子捕獲断面積測定実験の方法と結果をまとめた。対象核種は
Cs、
Sr、
Tc、
Iである。放射化学的方法によってターゲット核種及び生成核種の原子数を求め、断面積を決定した。原子炉中性子照射では、ターゲットをカドミウム箔でカバーした場合と、しない場合の両方を行い、熱中性子断面積と共鳴積分を求めた。
小森 芳廣; 斉藤 順一*; 酒井 陽之; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実
JAERI-M 94-042, 0, p.305 - 312, 1994/03
JMTRの低濃縮化が1993年11月に開始される予定である。低濃縮化に係るシリサイド燃料の安全性評価は主として既存のデータに基づいて行われたが、データの得られていない熱伝導度、水力特性及び核分裂生成物放出率について測定及び試験を行った。熱伝導度については、室温から300
Cにかけてわずかに増加することが確認された。水力試験では、18m/sまでの流速に対し燃料板及び燃料要素に異常は認められなかった。核分裂生成物放出率の測定では、700Cにおけるヨウ素放出率は約53%であった。これらの結果及び既存データをもとにシリサイド燃料の安全性評価が行われ、その安全性が確認された。
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：64.66(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、
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
eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数の両者についてその最確値を決定した。その結果、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eff値に近い。一方、の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対するの値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。
for thermal fission of U based on integral experiments at using SHE金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.487 - 488, 1984/00
被引用回数：3 パーセンタイル：58.93(Nuclear Science & Technology)SHEにおける臨界実験データによって遅発中性子に関する核データの評価を試みた。Keepinの核データを用いた計算値と実験値の相対差を、動特性パラメータ(eff/)、Th、NU、EU棒の反応度価値、可燃性毒物棒の反応度価値、実効増倍係数、制御棒の効果(
)について集計してみると、effにより計量されない積分量については相対差は極めて小さいのに対して、effにより計量される積分量である積分量については相対差は一様に大きくなることがわかった。この相対差を最小するという条件から統計処理を行うこと、effの真の値はKeepinの核データを用いたものより約7.5%大きいことが推定された。この推定値はENDF/B-IVによる計算値にほとんど一致する。
関根 俊明; 馬場 宏
JAERI 1266, 57 Pages, 1980/06
原子炉の強い中性子束のもとでは二重中性子捕獲によるRIの生成は無視しえない。本報告では
Mg、
Ni、
Nb
Dyをターゲット核に選んで実験し、2回目の中性子を捕獲する断面積を求めた。断面積のデータは反応によるRI生成量の算出、furn-out の補正に用いられるが、核反応機構の点からも興味ある知見が得られた。その中ではNbという不安定な奇ー奇核の中性子捕獲における核異性体生成比が得られ、統計モデルによって良く説明できた。また、Dyの核異性体の断面積が得られたが、この種の核異性体の熱中性子捕獲の断面積の比は複合核過程によって説明しうることが明らかにされた。同時に核分裂中性子による
Ni(n、2n)
Ni反応にの平均断面積が得られた。従来の系統性を表す式では、この反応断面積は実験値と大きな違いがある。本報告ではより正確に多くの実験値を再現する式を提案した。
瀬崎 勝二; 武田 勝彦; 桜井 文雄; 小向 文作; 近藤 育朗
JAERI-M 6688, 43 Pages, 1976/08
材料試験炉では精度の高い照射と、原子炉の安全性の確認のために、臨界実験装置を使用して各運転サイクルの先行試験を実施して来た。しかし、材料試験炉とその臨界実験装置の間には炉心構造上、若干の差違があり、中性子束分布、反応度等炉特性に差が生じる。これは燃料試料の発熱量、燃料要素の核的ホットスポット因子に影響を与える。そこで、ベリリュウムH枠を変換した第34サイクルにおいて、熱中性子束を測定して材料試験炉とその臨界実験装置の対応性を確認した。本報告には、炉出力、熱中性子束、核分裂率、制御棒反応度、超過反応度の測定結果および検討結果を述べてある。
シグマ特別専門委員会; 西村 和明*
日本原子力学会誌, 15(12), p.832 - 842, 1973/12
シグマ特別専門委員会の46,47年度における活動状況を報告したものである。(1)核データに関する国際協力と情報交換業務、(2)本委員会の枠内における諸活動および核データ、炉定数の各専門部会でなされた仕事が、総括的に述べられている。次のような主題、即ち ?)NESTOR,??)高速炉用核分裂生成核種の断面積,???)Uの断面積評価,??)熱中性子散乱の文敵編集,および ?)熱中性子炉用核分裂生成核種の炉定数,については、トピックス的に報告されている。また、この期間中に発表された報告書、技術的資料のリストも含まれている。
岩本 多實; 大石 純*
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(8), p.387 - 396, 1968/00
被引用回数：3抄録なし
堀井 雄太; 廣岡 瞬; 加藤 正人; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 山田 忠久*
no journal, ,
新型高速炉サイクルにおいて、有意量の核分裂生成物(FP)を含んだ低除染燃料が検討されている。これにより、再処理工程を削減することによる経済性の向上と、高線量のFPを含有することによるPuの核拡散抵抗性の向上が期待されている。しかし、MOX中に存在するFPはMOXの物性値に影響を及ぼすと考えられている。特に、燃料設計において最も重要な物性値の一つである熱伝導率に対しても影響を及ぼし、マイナーアクチニド(Am, Np)による影響評価がこれまでに報告されている。一方で、FPに関する報告はほとんどなく、Nd, Eu, Zr程度である。本研究では、低除染燃料に多く含まれると予想されるNdO及びSmOをMOXに対して所定量添加し、焼結ペレットの熱拡散率を測定することにより熱伝導率を評価した。マイクロ波加熱脱硝により得られた20%Pu-MOXの原料粉に対してNdO及びSmOを添加し、ボールミル混合を行った。得られた混合粉末を成型、焼結することで焼結ペレットを作製した。熱拡散率はレーザーフラッシュ法により973Kから1673Kまでの範囲で100Kごとに測定を行った。算出した熱伝導率は1400Kまでの範囲について、古典的フォノン輸送モデル=(A+BT)により、A(m・K/W)=2.010
+4.810C
, B(m/W)=2.510と評価した。これらの結果から先行研究と同様に、NdOあるいはSmOを添加することでフォノン散乱が促進され、熱伝導率が低下することが確認された。
doped with simulated FP elements廣岡 瞬; 堀井 雄太; Vauchy, R.; 林崎 康平; 大和田 英明*; 古澤 尚也*; 山田 忠久*; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 永沼 正行; et al.
no journal, ,
Studies on modelling fuel properties as a function of burn-up are limited to thermal conductivity and still rely on the experimental data reported in the 1970s using simulated irradiated fuels doped with fission-product (FP) elements. The use of simulated irradiated fuels rather than real irradiated fuels is an efficient approach to studying the intrinsic effect of FP on the fuel properties because the other factors such as microstructural evolution and accumulation of radiation damage during irradiation also have significant influences on the properties. In this study, we fabricated simulated MOX pellets by adding soluble FP elements (Nd, Sm, Zr, Ce, Gd, La) and measured thermo-physical properties. The results of property measurement such as thermal conductivity will be presented as an ongoing project together with literature data for comparison. Also, property changes with increasing burn-up are analyzed based on the FP yields calculated by ORIGEN2.
