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報告書

平成25年度・26年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2018-036, 216 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2018-036.pdf:19.22MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部, 放射線管理部, 工務技術部, 研究炉加速器管理部, 福島技術開発試験部, バックエンド技術部の6部、原科研福島技術開発特別グループ(平成25年度)及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理, 技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成25年度及び平成26年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター, 先端基礎研究センター, 原子力基礎工学研究センター(平成25年度: 原子力基礎工学研究部門), 量子ビーム応用研究センター(平成25年度: 量子ビーム応用研究部門), 原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した、研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07

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

FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、$$^{244}$$Cm対$$^{239}$$Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場における$$^{238}$$Pu対$$^{239}$$Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。

論文

Benchmark tests of newly-evaluated data of $$^{235}$$U for CIELO project using integral experiments of uranium-fueled FCA assemblies

福島 昌宏; 北村 康則*; 横山 賢治; 岩本 修; 長家 康展; Leal, L. C.*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.605 - 619, 2016/05

本研究は、CIELOプロジェクトにおいて再評価された$$^{235}$$Uの核データの積分評価に関するものである。$$^{235}$$Uの捕獲断面積に感度を有するFCA XXVII-1炉心のナトリウムボイド反応度実験データ及び系統的なスペクトル場におけるFCA IX炉心の臨界性データを活用して積分評価を実施した。本積分評価により、$$^{235}$$Uの共鳴パラメータに関する今回の再評価が妥当であることを示した。一方で、共鳴領域より高いエネルギーでの$$^{235}$$U捕獲断面積に関しては更なる検討の必要性を示した。

論文

Fission rate ratios of FCA-IX assemblies as integral experiment for assessment of TRU's fission cross sections

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

EPJ Web of Conferences (Internet), 111, p.07002_1 - 07002_5, 2016/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.84

高速炉臨界実験装置FCAでは、1980年代に7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)において、7つのTRU核種( $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm and $$^{239}$$Pu)に関する核分裂率比が測定された。FCA-IX炉心では、燃料領域が燃料及び希釈材の単純な組合せにより構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。FCA-IX炉心に関しては、近年、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、これらの核分裂率比に関するベンチマークモデルが整備された。本研究では、本ベンチマークモデルの適用例として、モンテカルロ計算コードによるJENDL-4.0の積分評価を実施した。解析値と実験値に有意な差異が示され、TRU核種の核分裂断面積の評価・改善に期待できることが分かった。

論文

Benchmark models for criticalities of FCA-IX assemblies with systematically changed neutron spectra

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.406 - 424, 2016/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

New benchmark models with respect to criticality data are established on the basis of seven uranium-fueled assemblies constructed in the ninth experimental series at the fast critical assembly (FCA) facility. By virtue of these FCA-IX assemblies where the simple combinations of uranium fuel and diluent (graphite and stainless steel) in their core regions were systematically varied, the neutron spectra of these benchmark models cover those of various reactor types, from fast to sub-moderated reactors. The sample calculations of the benchmark models by a continuous-energy Monte Carlo (MC) code showed obvious differences between even the latest versions of two major nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. The present benchmark models would be well-suited for assessment and improvement of the nuclear data for $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, graphite, and stainless steel. In addition, the verification of the deterministic method was performed on the benchmark models by comparison with the MC calculations. The present benchmark models are also available to users of deterministic calculation codes for assessment and improvement of nuclear data.

報告書

FCA-IX炉心におけるTRU核種の核分裂率比に関するベンチマーク問題の整備

福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則

JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。

論文

Benchmark calculations for reflector effect in fast cores by using the latest evaluated nuclear data libraries

福島 昌宏; 石川 眞; 沼田 一幸*; 神 智之*; 久語 輝彦

Nuclear Data Sheets, 118, p.405 - 409, 2014/04

 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)

Benchmark calculations for reflector effects in fast cores were performed to validate the reliability of scattering data of structural materials in the major evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.1.2. The criticalities of two FCA and two ZPR cores were analyzed by using a continuous energy Monte Carlo calculation code. The ratios of calculation to experimental values were compared between these cores and the sensitivity analyses were performed. From the results, the replacement reactivity from blanket to SS and Na reflector is better evaluated by JENDL-4.0 than by ENDF/B-VII.1 mainly due to the $$bar{mu}$$ values of Na and $$^{52}$$Cr.

論文

Measurement and analysis of reflector reactivity worth by replacing stainless steel with zirconium at the fast critical assembly (FCA)

福島 昌宏; 北村 康則; 安藤 真樹; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(10), p.961 - 965, 2012/10

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

Zirconium alloy instead of stainless steel (SS) has been considered as an effective reflector to improve the neutron economy in the experimental fast reactor JOYO. The aim of the present study is to demonstrate the effectiveness of the zirconium (Zr) reflector compared with the SS reflector in a fast reactor core. The FCA-XXVIII-1(3) core was built at the fast critical facility (FCA) and the reflector reactivity worth was measured by replacing SS with Zr at the peripheral region of the core. The experimental result of the positive reflector reactivity worth demonstrates the effectiveness of the Zr reflector compared with the SS reflector in the fast reactor core. This paper also focuses on the validation of standard calculation methods used for fast reactors with JENDL-4.0. As a result, it is confirmed that the standard calculation methods for the reflector reactivity worth show agreement within the experimental error.

論文

炉物理実験による高速炉解析手法の検証

安藤 真樹

日本原子力学会第44回炉物理夏期セミナーテキスト, p.139 - 163, 2012/08

FCAを用いた「常陽」や「もんじゅ」のモックアップ実験、ZPPRを用いたJUPITER計画等について紹介した。また、炉物理実験による高速炉の設計・解析手法の検証として、FCAを用いたベンチマークモデルの導出プロセス、反応度特性(ドップラー効果やナトリウムボイド効果など)についての実験及び核データ評価のためのベンチマーク実験について述べた。

論文

keV領域の$$^{235}$$U捕獲断面積の再評価のためのウラン燃料を用いたナトリウムボイド反応度に関するFCA実験及び解析

福島 昌宏

核データニュース(インターネット), (101), p.49 - 54, 2012/02

ロシアの臨界実験装置BFS実験により取得されたウラン燃料を用いた高速炉心におけるナトリウムボイド反応度の積分データに対して、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2に比べて大幅に悪化することが報告された。これは、JENDL-3.3におけるENDF/B-VI.5の$$^{235}$$U分離共鳴パラメータ採用による1keV付近の捕獲断面積の増加が原因であり、この共鳴パラメータが採用されている米国のENDF/B-VII.0や欧州のJEFF-3.1等の世界の主要な核データライブラリーでも同様な問題が起こることが指摘された。そこで、この問題を国際協力によって解決するために、WPECにおけるサブグループ29が提案された。その一環としてkeV領域の$$^{235}$$U捕獲断面積の検証に資するため、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置(FCA)を用いてウラン燃料を用いたナトリウムボイド反応度に関する積分データを新規に取得するとともに、JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0及びJEFF-3.1を用いて、連続エネルギーモンテカルロによる実験解析を実施した。本報告では、これらのベンチマーク計算について紹介する。

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.306 - 311, 2011/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculated to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC Subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculation to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility which is another fast critical assembly in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

論文

Development of the 4S and related technologies, 7; Summary of the FCA XXIII experiment analyses towards evaluation of prediction accuracies for the 4S core characteristics

植田 伸幸*; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 名内 泰志*; 木下 泉*; 松村 哲夫*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9493_1 - 9493_9, 2009/05

燃料無交換ナトリウム冷却小型高速炉(4S炉)の模擬実験として高速炉臨界実験装置(FCA)において取得した反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の主要核特性データに対して実験解析を実施した。確率論的手法として連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び決定論的手法としてSn輸送コードDANTSYSを用いた解析はともに、臨界性,反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の実験結果をよく再現することを確認した。

論文

Experiment and analysis for criticality in small fast reactor with reflector at FCA

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 木下 泉*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09

日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いて反射体付き小型高速炉の模擬体系を構築し、境界領域の核特性評価の信頼性向上を目的としたベンチマーク実験を実施した。高速炉における標準的な中性子輸送計算コードシステムを用いて臨界性に関する実験解析を実施した結果、70群エネルギー群定数及び輸送近似散乱断面積等を用いた標準的な計算条件では、1.5%$${Delta}$$$$k$$/$$k$$ほど過大評価する結果となった。これに対して、反射体の主材料である鉄の数10keVから1MeVのエネルギー領域の散乱反応等を適切に評価するために、より詳細なエネルギー群数(140群)及び高次の非等方散乱(3次オーダー)を考慮した解析を行った。その結果、計算予測精度に対して1%$${Delta}$$$$k$$/$$k$$程度の改善が見られることを示した。

論文

Benchmark test for TRU nuclear data by analysis of central fission rate ratios measured at FCA cores

岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 向山 武彦*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09

評価済み核データライブラリー(JENDL-3.3, ENDF/B-7.0, JEFF-3.1)におけるTRUの核データの信頼性を検証するために、高速炉臨界実験装置(FCA)で測定された中心核分裂率比の解析によってベンチマーク試験を実施した。試験には、モンテカルロコードを利用した。核データライブラリー間で、C/E値を比較した。

論文

Development of optical fiber detector for measurement of fast neutron

八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまで$$^{232}$$Thが利用されてきた。これは、$$^{232}$$Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、$$^{232}$$Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、$$^{232}$$Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。

論文

Prediction accuracy improvement of neutronic characteristics of a breeding light water reactor core by extended bias factor methods with use of FCA-XXII-1 critical experiments

久語 輝彦; 安藤 真樹; 小嶋 健介; 福島 昌宏; 森 貴正; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(4), p.288 - 303, 2008/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.42(Nuclear Science & Technology)

拡張バイアス因子法(PE法及びLC法)の有効性をFCA-XXII-1臨界実験を用いて水冷却増殖炉心に適用することにより調査した。拡張バイアス因子法の特徴が数値的に以下の通り確認できた。活用できる実験をすべて活用すれば最も設計予測値の持つ誤差を低減できる。PE法はどのような実験の組合せを用いても設計計算値の持つ誤差を低減することができる。PE法がLC法に比べて設計予測精度が向上する。また、本研究の結果、以下のことがわかった。実機炉心の$$^{238}$$U捕獲率対$$^{239}$$Pu核分裂率比(C28/F49)に対して、LC法では予測精度の向上は見られないが、PE法では、実効増倍率(K$$_{rm eff}$$)に関する実験結果がC28/F49に関する実験結果より効果的で予測精度が向上する。実機炉心の冷却材ボイド反応度に対して、単一実験結果を使用する場合はPE法ではボイド反応度に関する実験結果がK$$_{rm eff}$$に関する実験結果より効果的で予測精度は向上するが、複数の実験結果を使用する場合は、両手法ともK$$_{rm eff}$$に関する実験結果の組合せがボイド反応度に関する実験結果の組合せより効果的で、PE法による単一実験結果を使用したときよりも予測精度が向上する。これらから、実機核特性(K$$_{rm eff}$$, C28/F49及びボイド反応度)に対して、K$$_{rm eff}$$に関する実験結果がそのほかの実験結果よりも効果的であると結論できる。これらの結果から、PE法は複数のベンチマーク実験結果を用いることによりモックアップ実験の補完する有望な手段であると結論できる。

論文

Application of bias factor method with use of exponentiated experimental value to prediction uncertainty reduction in coolant void reactivity of breeding light water reactor

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 森 貴正; 竹田 敏一*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.73 - 82, 2008/00

本研究では、実機炉心とは逆の符号を持つ反応度価値測定値、すなわち実機炉心とは逆の符号の感度係数を持つ実験値を使用する場合に従来バイアス因子法では予測誤差が増加する問題を解決するため、バイアス因子法に累乗化実験値の概念を導入し、これをFCA-XXII-1臨界実験を活用して水冷却増殖炉心の冷却材ボイド反応度の予測誤差低減へ応用した。数値計算結果から、従来法では予測精度の改善が見られなかったのに対し、累乗化実験値概念が予測精度を向上させることが確認された。よって、累乗化実験値概念が効果的に実験結果を活用するとともに、バイアス因子法の適用性を拡張するものであると結論づけられる。

論文

Measurement and analysis of $$^{238}$$U doppler reactivity effect in FCA cores simulating light-water-moderated MOX fuel lattices

安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.537 - 547, 2007/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.85(Nuclear Science & Technology)

軽水減速MOX燃料での$$^{238}$$Uドップラー反応度のデータを新たに取得し、現行解析コードシステム及び核データの予測精度を評価することを目的として、FCAを用いた$$^{238}$$Uドップラー反応度の測定を実施した。実験では、組成や径の異なる種々の天然ウランサンプルを用い中性子スペクトルを変化させたMOX燃料軽水炉模擬炉心及びウラン炉心において、室温から800$$^{circ}$$Cまでのドップラー反応度を測定した。解析においては、現行の高速炉及び熱中性子炉標準解析コードシステムと最新の核データJENDL-3.3を用いた。両解析コードとも計算と実験の比(C/E)はMOX炉心に対して0.96から1.06の範囲となり、ウラン炉心と同様に実験誤差の範囲内で良い一致を得た。

論文

Application of bias factor method with use of virtual experimental value to prediction uncertainty reduction in void reactivity worth of breeding light water reactor

久語 輝彦; 森 貴正; 小嶋 健介; 竹田 敏一*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

MOX燃料稠密格子軽水炉のためにFCA22-1炉心を用いた臨界実験結果を活用して、水冷却増殖炉のボイド反応度価値の予測誤差の低減を評価した。本研究では、仮想実験値として累乗化した実験値を用いてバイアス因子法を拡張した。この拡張による実機炉心特性の予測誤差の低減について定式化した。数値計算の結果、本概念により誤差が低減することが示された。本概念の導入は、実験データを有効に活用するとともに、バイアス因子法の適用方法を拡張するものであると結論づけられる。

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