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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

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{241}$$Am sample in water-moderated low-enriched UO$$_2$$ fuel lattices at TCA

櫻井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*; Liem, P. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.816 - 825, 2011/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.31(Nuclear Science & Technology)

The reactivity worths of 22.82 grams of $$^{241}$$Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO$$_2$$ fuel lattices in seven cores of the Tank Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of $$^{241}$$Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data with a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the $$^{241}$$Am capture cross-section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the $$^{241}$$Am capture cross-section of JENDL-3.3 by 25 $$sim$$ 30%.

論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{237}$$Np sample in cores of TCA and FCA

桜井 健; 森 貴正; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*; 須崎 武則*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(6), p.624 - 640, 2009/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.72(Nuclear Science & Technology)

Measurements and analyses were performed for the reactivity worth of $$^{237}$$Np oxide sample of 22.87 g in seven uranium cores at Tank Type Critical Assembly(TCA) and two uranium cores at Fast Critical Assembly(FCA) in Japan Atomic Energy Agency. The cores at TCA provided neutron spectra from thermal to resonance energy regions. Two cores of FCA, XXI and XXV, provided a hard spectrum of fast reactor and a soft spectrum in the resonance energy region, respectively. The analyses were made with the JENDL-3.3 nuclear data by a Monte Carlo method for the TCA cores and by a deterministic method for the FCA cores. A sensitivity analysis was also made to estimate the error of reactivity worth due to those of JENDL-3.3 nuclear data. The error of calculation to experiment ratio(C/E) of reactivity worth was estimated from the error of measurement, the statistical error in the Monte Carlo calculation and the error due to those of the nuclear data, among which the contribution from the error of $$^{237}$$Np capture cross section was dominant in the cores except FCA XXV. The calculation underestimates the measurement by 3 to 9 %. This underestimation, however, is within the error of C/E at three $$sigma$$ level.

報告書

Effects of volume fraction and non-uniform arrangement of water moderator on reactivity

Cao, X.; 須崎 武則; 久語 輝彦; 森 貴正

JAERI-Tech 2003-069, 36 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-069.pdf:3.77MB

燃料棒の貯蔵と輸送に関する臨界安全性の観点から、日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCAを用いて、水ホールの大きさ,水ギャップ幅,軽水対燃料体積比及び軽水減速材の非一様配置の反応度への影響を評価する実験が行われている。本研究では、軽水減速材の体積比率と非一様配置の反応度への影響を水位反応度差法により評価するとともに、SRACコードを用いて解析評価した。実験値と解析値の持つ誤差、特に解析におけるエネルギー群モデルについて検討した。17群モデルを用いた拡散計算による解析結果は実験結果と最大数十セント以内で良い一致を示した。

論文

Effect of higher-harmonic flux in exponential experiment for subcriticality measurement

山本 俊弘; 三好 慶典; 外池 幸太郎; 岡本 肇*; 井田 俊一*; 青木 繁明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(2), p.77 - 83, 2003/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.13(Nuclear Science & Technology)

指数実験での未臨界度測定における高次モード中性子束の影響について調べた。指数実験における減衰定数を固有値とする中性子拡散方程式に対する高次モード解析手法を開発し、高次モードに対する固有値及び固有関数を求められるようにした。指数実験における3次元の中性子束分布を高次モード中性子束の重ね合わせで再現することを試みた。TCA (Tank-type Critical Assembly)での未臨界の矩形の燃料棒配列において指数実験を行い、中性子源位置を何箇所かに変えて、垂直方向の中性子束分布を数箇所に配置した検出器で測定した。この指数実験での高次モードの固有値と固有関数を計算し、垂直方向の中性子束の再現を行った。その結果、燃料棒配列内または水反射体領域でも燃料棒配列に近いところでは、少数次の高次モード中性子束でよく再現できた。この高次モード解析手法を用いることで、高次モードの影響の評価や垂直方向の中性子束の測定結果から基本モードを抽出することが可能となる。さらに、高次モード解析によって指数実験における中性子源や検出器の適切な配置を決めることが容易にできるようになる。

口頭

TCAを用いた炉物理教育研修実験

須崎 武則; 村上 清信; 小室 雄一; 頼経 勉; 大内 忠; 橋本 政男*

no journal, , 

軽水臨界実験装置TCAを用いて実施している教育研修実験として、臨界近接、ロッシ-$$alpha$$実験,中性子束分布測定,吸収体反応度分布測定を中心に典型的な実験結果を提示し、その炉物理上の意義を考察することにより、ゼロ出力炉としての臨界実験装置による研修の重要性を指摘する。

口頭

軽水炉MOX炉心の臨界量経時変化に対する核データ起因誤差評価

小嶋 健介; 奥村 啓介; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

no journal, , 

核分裂性核種であるPu-241は半減期約14年で崩壊し、結果的に中性子吸収体であるAm-241が蓄積される。このため、TCAやMISTRALのようなMOX燃料を用いた臨界実験では、臨界量が経時変化する。本研究では1972年及び1979年に臨界水位を測定したTCA-MOX燃料炉心を対象として、臨界量経時変化に対する核データ起因誤差をJENDL-3.3に基づき評価した。この結果、誤差の大部分をAm-241捕獲反応とPu-239核分裂反応が占めることがわかった。

口頭

TCAにおけるAm-241サンプル反応度試験,1; 試験結果及び核データ誤差に起因する計算値の誤差評価

桜井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*

no journal, , 

現行の核データライブラリーにおける熱から共鳴エネルギーでのAm-241中性子捕獲反応断面積を検証するために、原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築した水対燃料体積比が0.56から3と異なる6種類の炉心においてAm-241酸化物サンプル(23g)の反応度価値を測定し、解析を行った。サンプル反応度価値は、炉心中心において0.4%$$sim$$2.1%の精度で測定した。解析はJENDL-3.3核データを用いて連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより行った。TCAを模擬した体系の中心にサンプルを挿入する場合としない場合の各々で実効増倍率を計算し、それらの差よりサンプル反応度価値を統計精度0.6%$$sim$$1.1%で得た。その結果、計算は測定値を4%$$sim$$9%過小評価する結果となった。さらに、この実験と計算の不一致の原因を調べるために、JENDL共分散ファイルをもとに、核データの誤差に起因する計算値の誤差について評価を行った。

口頭

強い核拡散抵抗性を有するPuを生成する革新的原子炉技術開発(P$$^3$$計画),13; $$^{237}$$Np反応度特性の実験的実証

桜井 健; 谷 和洋*; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 齊藤 正樹*

no journal, , 

強い核拡散抵抗性を有するPuを生成する革新的原子炉技術開発(P$$^3$$計画)を進めている。本報では、臨界実験装置TCA及びFCAに構築した中性子スペクトルを系統的に変化させた8つのウラン炉心(TCA:6炉心,FCA:2炉心)において$$^{237}$$Np酸化物サンプルの反応度価値を測定し、JENDL-3.3による解析結果と比較することによって、$$^{237}$$Np反応度特性の予測精度を総合的に評価した。その結果、実験値と計算値はFCAで1$$sigma$$レベルの誤差内、TCAで3$$sigma$$レベルの誤差内で一致する。これより、JENDL-3.3の断面積とその共分散データを用いることによって、実炉設計計算において$$^{237}$$Np反応度特性を予測し、その精度を評価することが可能であることがわかった。

口頭

TCAにおけるAm-241サンプル反応度試験,2; 試験炉心の解析及びAm-241断面積の感度解析

安藤 良平*; 山本 徹*; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 森 貴正; Liem, P. H.*

no journal, , 

軽水臨界実験装置TCAで行われたAm-241サンプル反応度試験炉心を対象に、核データライブラリJENDL-3.3を用いて、3次元輸送解析(SRAC-THREEDANTコード)及びMVPコードによる予備的解析を行い、Am-241サンプル反応度価値を求め測定値と比較した。また、計算値に対するAm-241の捕獲断面積の感度解析を行った。

口頭

Measurement and analysis of $$^{237}$$Np sample reactivity worth at TCA and FCA in JAEA

森 貴正; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*; 須崎 武則*; 齊藤 正樹*

no journal, , 

強い核拡散抵抗性を有するPuを生成する革新的原子炉設計における$$^{237}$$Npの反応度効果予測技術の確立を目指して、2つの臨界実験装置TCAとFCAを用いて、中性子スペクトルを系統的に変化させた7つのTCAウラン炉心及び2つのFCAウラン炉心において、22.87gの$$^{237}$$Np酸化物サンプルの反応度価値を測定した。実験解析にはJENDL-3.3核データを使用した。実験誤差,解析手法誤差(モンテカルロ計算の統計誤差),核データ起因誤差を評価した結果、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の誤差が支配的であることがわかった。解析結果は実験値を3-9%過小評価したが、それは3$$sigma$$レベルの誤差内であった。

口頭

Measurement and analysis of $$^{237}$$Np sample reactivity worth at TCA and FCA in JAEA

櫻井 健; 森 貴正; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*; 須崎 武則*; 齊藤 正樹*

no journal, , 

Reactivity worths of 22.87 grams of $$^{237}$$Np oxide sample were measured and analyzed in seven uranium cores in the Tank Type Critical Assembly (TCA) and two uranium cores in the Fast Critical Assembly (FCA) at the Japan Atomic Energy Agency. The TCA cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The FCA cores, XXI and XXV, provided a hard neutron spectrum of the fast reactor and a soft one of the resonance energy region, respectively. Analyses were carried out using the JENDL-3.3 nuclear data library with a Monte Carlo method for the TCA cores and a deterministic method for the FCA cores. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.97 and 0.91, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum.

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