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論文

Neutron capture cross-section measurement at TC-Pn in KUR for holmium among nuclides in decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2024, P. 31, 2025/06

本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中から$$^{166}$$Hoを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho反応について2.79$$pm$$0.04 barnを得た。従来の報告値は3.4$$pm$$0.5(b)に対して、誤差1.4$$%$$に向上して導出することができた。また副産物として、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho反応について61.2$$pm$$0.6 barnを得た。$$^{rm 166m}$$Hoと$$^{rm 166g}$$Hoの生成の断面積を合わせて、64.0$$pm$$0.6 barnを求めた。今回の結果は、TOF法による過去の報告値64.4$$pm$$2.8(b)や、最近の評価値64.69 barn、64.4$$pm$$1.2 barnを誤差の範囲で支持した。

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2427244
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

Comparison of correlations for thermal creep of FBR MOX

Calabrese, R.*; 廣岡 瞬

Progress in Nuclear Energy, 178, p.105516_1 - 105516_11, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105516

高速炉用MOXにおける熱クリープは燃料と被覆管の相互作用に影響する重要な物性である。本研究では熱クリープに関する文献レビューを行った。レビューでは、熱クリープに対する燃料中のポロシティ、Pu含有率及びO/M比の依存性の観点で文献データを整理し、これらのパラメータ依存性について新たなモデル式を提案した。特にO/M比依存性については、Evansが報告したモデルと違い、O/M=2に向かって明確に上昇するモデルを提案した。また、本レビューで、より広い範囲のポロシティ及び温度のデータが高速炉用MOXの解析に必要であることを明らかにした。

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er and $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, $$^{171}$$Er and $$^{181}$$Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.19$$pm$$0.35 barns for the $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er reaction and 13.57$$pm$$0.14 barns for the $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.427$$pm$$0.006 barns for the $$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

論文

Thermal analysis of the hydrogen release behavior of sodium hydride and kinetic analysis using master plot methods

土井 大輔

International Journal of Hydrogen Energy, 91, p.1245 - 1252, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2024.10.227
 被引用回数：1 パーセンタイル：31.33(Chemistry, Physical)

Hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant of sodium-cooled fast reactors (SFRs) during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium has been transiently detected in the gas space of actual SFR plants. The presence of several sodium compounds can increase hydrogen generation; however, a thorough understanding of the thermal behavior of candidate reactions is lacking. Herein, thermal analysis reveals the hydrogen release behavior of sodium hydride. Mass spectrometry indicates hydrogen generation with decreasing sample mass, indicating thermal decomposition. Detailed kinetic analysis based on master plot methods indicates that the hydrogen release reaction occurred through a mechanism involving random nucleation and growth of nuclei. Furthermore, the reaction rate was newly formulated based on a kinetic model function representing the above mechanism and the Arrhenius-type reaction rate constant comprising an activation energy of 119.0 $$pm$$ 0.8 kJ mol$$^{-1}$$ and a frequency factor of 1.8 $$times$$ 10$$^{7}$$ s$$^{-1}$$. These findings will enable the numerical simulation of the hydrogen release behavior in SFRs.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, and $$^{113}$$In

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(11), p.1415 - 1430, 2024/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2346347
 被引用回数：1 パーセンタイル：57.00(Nuclear Science & Technology)

廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうち$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{65}$$Zn, $$^{109}$$Ag及び$$^{113}$$Inを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:$$^{45}$$Sc(n, $$gamma$$)$$^{46}$$Sc反応は27.18$$pm$$0.28 barn、$$^{63}$$Cu(n, $$gamma$$)$$^{64}$$Cu反応は4.34$$pm$$0.06 barn、$$^{64}$$Zn(n, $$gamma$$)$$^{65}$$Zn反応は0.719$$pm$$0.011 barn、$$^{109}$$Ag(n, $$gamma$$)$$^{rm 110m}$$Ag反応は4.05$$pm$$0.05 barn、そして$$^{113}$$In(n, $$gamma$$) $$^{114}$$In$$^{m1+m2}$$反応は8.53$$pm$$0.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。

論文

Validation of the hybrid turbulence model in detailed thermal-hydraulic analysis code SPIRAL for fuel assembly using sodium experiments data of 37-pin bundles

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 大島 宏之

Nuclear Technology, 210(5), p.814 - 835, 2024/05

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2249707
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、燃料ピンの構造健全性を評価するために各種運転条件下におけるワイヤスペーサ型燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで有限要素法による集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALにおける壁近傍低Re数効果を考慮したハイブリッド型乱流モデルの妥当性を確認するために、層流-乱流遷移条件及び乱流条件を含む異なるRe数条件下の37本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定され温度と一致した。以上によって、SPIRALにおけるハイブリッド型乱流モデルの広範囲Re数条件下ナトリウム冷却集合体熱流動評価への適用性を確認した。

論文

Measurements of capture cross-section of $$^{93}$$Nb by activation method and half-life of $$^{94}$$Nb by mass analysis

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1361 - 1371, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2198526
 被引用回数：3 パーセンタイル：62.75(Nuclear Science & Technology)

廃止措置の対象核種の中から$$^{93}$$Nbについて、熱中性子捕獲断面積($$sigma$$$$_{0}$$)および共鳴積分(I$$_{0}$$)を放射化法により測定した。また、$$^{94}$$Nbの半減期を質量分析により測定した。ニオブ93試料は、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉に整備されている水圧輸送艦を用いて照射した。金-アルミ合金線、およびコバルト-アルミ合金線を用いて、照射位置における中性子束成分を測定した。厚さ25$$mu$$mのガドリニウム箔を用いた照射も行って、熱および熱外中性子による反応率の寄与をより分けた。ガドリニウムの厚さから、カットオフ・エネルギーは0.133eVに設定した。ニオブ試料中に含まれている不純物により生成される$$^{182}$$Taの放射能を減衰させるために、約2年間ニオブ試料を冷却した。$$gamma$$線スペクトロスコピーにより照射されたニオブ試料およびモニタの生成放射能を測定した。Westcottコンベンションに基づいて解析を行い、$$sigma$$$$_{0}$$およびI$$_{0}$$を、それぞれ1.11$$pm$$0.04barnおよび10.5$$pm$$0.6barnと導出することができた。$$gamma$$線測定の後に、ニオブ試料の質量分析を行い、反応率を導出した。$$gamma$$線スペクトロスコピーと質量分析で得られたデータを組み合わせることにより、$$^{94}$$Nbの半減期を、(2.00$$pm$$0.15)$$times$$10$$^{4}$$年と導出することができた。

論文

Molecular dynamics analysis of reactor graphite for preparing thermal neutron scattering law

沖田 将一朗; 後藤 実

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

The recently released JENDL-5 and ENDF/B-VIII.0 have adopted porosity-dependent thermal neutron scattering law (TSL) data for reactor graphite, and they improve neutronic calculation accuracy of criticality for graphite-moderated cores. Currently, we can only handle neutronic calculations for three graphite porosities of 0%, 10%, and 30%. The uncertainties associated with the difference between the porosity of actual reactor graphite ($$sim$$20%) and the porosity remains. Toward the future update of JENDL-5, we are planning to preparing new TSL data of reactor graphite. As a first step, it is essential to evalute phonon density state distribution of reactor graphite. In this study, in order to evalute it, molecular dynamic (MD) analysis is performed for three MD models: ideal crystalline graphite (Ideal model), 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore (Monoatomic random model), and 20%-porous reactor graphite with atomic cluster random pore (Cluster random model). The ideal crystalline graphite is modeled without any pores for reference. The 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore is modeled by randomly removing atoms from the ideal crystalline graphite. The 20%-porous reactor graphite with cluster random pore is modeled by randomly removing atomic clusters of approximately 2 nm in diameter from the ideal crystalline graphite. Their interatomic interactions are on the basis of Reactive Empirical Bond Order (REBO) potential. Velocity autocorrelation functions and phonon density of states distributions are calculated for these models. For validation, specific heat for each model is evaluated, and they are compred with experimental values.

報告書

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の炉心出口部における高サイクル熱疲労の防止に関する実験研究; 炉上部構造下部における温度変動の特徴と温度変動緩和方策

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁

JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01

JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。

論文

Thermal-neutron capture cross-section measurements of neptunium-237 with graphite thermal column in KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1388 - 1398, 2022/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2058639
 被引用回数：1 パーセンタイル：14.76(Nuclear Science & Technology)

本研究は、放射性核種の$$^{237}$$Npを取り上げて、よく熱化された中性子場を用いて放射化法により$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積を測定した。$$^{237}$$Npの標準溶液を、照射試料に用いた。照射位置の中性子束は、$$^{45}$$Sc, $$^{59}$$Co, $$^{98}$$Mo, $$^{181}$$Taそして$$^{197}$$Auを、中性子束モニタに使用した。$$^{237}$$Np試料とモニタを一緒に、京都大学研究炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。同様の照射を2回繰り返した。照射後に、$$^{237}$$Np試料を、それと放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paからの312keVガンマ線を測定して定量した。$$^{237}$$Npの反応率を、生成された$$^{238}$$Npから放出されるガンマ線の収量から求めた。$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積は、2回照射の結果の加重平均を取って173.8$$pm$$4.4barnと導出された。この結果は、飛行時間法により測定されたデータと、誤差の範囲で一致した。

論文

The OECD/NEA Working Group on the Analysis and Management of Accidents (WGAMA); Advances in codes and analyses to support safety demonstration of nuclear technology innovations

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.

論文

Hydrogen release reaction from sodium hydride with different sample quantities

土井 大輔

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

https://doi.org/10.1115/ICONE29-91847

In sodium-cooled fast reactors (SFRs), hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium had been transiently detected in the gas space of the actual SFR plant. However, the chemical reactions that caused hydrogen generation, which involve several sodium compounds, have not been identified. Furthermore, the thermal behavior of these hydrogen release reactions has not been thoroughly investigated. In this study, the hydrogen release behavior of sodium hydride, which could be involved in all of these reactions, was clarified by two experimental methods dealing with different sample quantities. In the thermal analysis with a semi-micro sample of about 1mmol, the hydrogen generation was demonstrated by mass spectrometry as the sample mass decreased, suggesting thermal decomposition. A monomodal hydrogen release curve similar to the thermal analysis result was obtained in the heating experiment with a macro amount sample of about 1mol. These experimental results showed consistent activation energies within the standard error. Therefore, it was elucidated that the ideal reaction behavior obtained by thermal analysis could be sufficiently extrapolated to the reaction behavior occurring in a larger amount of sample. These findings provide fundamental insights into the thermal decomposition of sodium hydride and are indispensable for analyzing hydrogen release behavior in other hydrogen release reactions involving sodium hydride.

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of the $$^{237}$$Np(n, $$gamma$$) reaction with TC-Pn in KUR

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2021, P. 93, 2022/07

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2021/ProgRep2021.html

核廃棄物中のマイナーアクチニドの核変換の観点から、本研究は$$^{237}$$Npを選定して、その熱中性子捕獲断面積を、良く熱化された中性子場を用いて放射化法により測定した。$$^{237}$$Np標準溶液を試料に使用した。熱中性子場は、中性子束モニタ$$^{45}$$Sc, $$^{59}$$Co, $$^{98}$$Mo, $$^{181}$$Taと$$^{197}$$Auを用いて測定した。$$^{237}$$Np試料は、モニタと一緒に、京大炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。結果の再現性を確認するために、同様の照射を繰り返した。照射後、$$^{237}$$Np試料は、$$^{237}$$Npと放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paからの312-keVガンマ線を用いて定量した。$$^{237}$$Npの反応率は、生成された$$^{238}$$Npから放出されるガンマ線のピークカウント,検出効率,実験条件を用いて求めた。得られた反応率を熱中性子束で割り込むことで、$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積を173.8$$pm$$4.7 barnと導出した。この結果は、飛行時間測定法で得られた報告値と不確かさの範囲内で一致した。

論文

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,1; 制御棒周辺部の温度変動緩和対策の提案

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁

保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。

論文

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,2; 径方向ブランケット燃料集合体周辺部の温度変動緩和対策の提案

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁

保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10

日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。

論文

Thermal-neutron capture cross-section measurement of tantalum-181 using graphite thermal column at KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(10), p.1061 - 1070, 2021/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1908187
 被引用回数：9 パーセンタイル：71.62(Nuclear Science & Technology)

良く熱化された中性子場では、原理的には熱外中性子による寄与を考えることなく熱中性子捕獲断面積を導出することができる。このことを、京都大学原子炉の黒鉛照射設備にて放射化法を用いて示した。最初に、黒鉛照射設備が良く熱化された中性子場であることを確認するために、中性子束モニタ: $$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co, $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, and $$^{98}$$Moの照射を行った。Westcottのコンヴェンションに基づき、黒鉛照射設備が非常に熱化されていることを確認した。次に、実証としてこの照射場を用いて$$^{181}$$Ta(n,$$gamma$$)$$^{182m+g}$$Ta反応の熱中性子捕獲断面積の測定を行い、20.5$$pm$$0.4 barnを導出した。この結果は、評価値20.4$$pm$$0.3 barnを支持した。また、$$^{181}$$Ta核種は、$$^{197}$$Auと$$^{98}$$Moモニタの間の感度を補間する中性子モニタとして使えることが分かった。

論文

Development of an integrated computer code system for analyzing irradiation behaviors of a fast reactor fuel

上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史

Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08

AA2020-0247.pdf:1.83MB

https://doi.org/10.1080/00295450.2020.1810977
 被引用回数：3 パーセンタイル：27.12(Nuclear Science & Technology)

高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。

論文

熱流動とリスク評価,1; リスク評価における熱流動解析の役割

丸山 結; 吉田 一雄

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(7), p.517 - 522, 2021/07

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.7_517

確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。

論文

Thermal-neutron capture cross sections and resonance integrals of the $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Am and $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244m+g}$$Am reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(3), p.259 - 277, 2021/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1819907
 被引用回数：5 パーセンタイル：43.04(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{243}$$Amの中性子捕獲反応断面積の精度向上に係る研究開発を行った。先ず、崩壊ガンマ線の放出率を高い精度で整備して、$$^{243}$$Amの原子炉中性子照射による$$^{244}$$Amの基底状準位$$^{rm 244g}$$Amの生成量をガンマ線測定で調べた。次に、アイソマーと基底準位を合わせた$$^{rm 244m+g}$$Amの生成量を、$$^{244}$$Cmへ崩壊させてアルファ線測定で調べた。照射した$$^{243}$$Am試料量、生成された$$^{rm 244g}$$Amと$$^{rm 244m+g}$$Amの収量、及び中性子束の情報から$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Amと$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244m+g}$$Am反応の熱中性子捕獲断面積、および共鳴積分を導出することができた。

148 件中 1件目～20件目を表示