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。

Benchmark tests of newly-evaluated data of 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Uの核データの積分評価に関するものである。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、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U捕獲断面積に関しては更なる検討の必要性を示した。

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1054911

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 U, 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.

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

https://doi.org/10.1016/j.nds.2014.04.092

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 values of Na and Cr.

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。

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

https://doi.org/10.15669/pnst.2.306

The capture cross section of 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 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 U.

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。

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。

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

https://doi.org/10.3327/jnst.45.288

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U捕獲率対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)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, C28/F49及びボイド反応度)に対して、K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。

Measurement and analysis of 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

https://doi.org/10.3327/jnst.44.537

軽水減速MOX燃料での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800C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。