著者

卞 哲浩 三澤 毅 宇根崎 博信 代谷 誠治

出版者

京都大学

雑誌

基盤研究(C)

巻号頁・発行日

2005

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京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)において実施された加速器駆動未臨界炉(ADSR)の基礎実験から以下のような結論を得ることができた。1.ポリエチレン反射体領域に中性子ガイド(中性子遮蔽体およびビームダクトから成る)を導入し炉心内に設置した放射化箔の照射実験を行うことで、中性子ガイドの効果と妥当性を実験的に確認することができた。2.炉心中心およびターゲット領域において放射化箔法による中性子スペクトル測定を行った結果、放射化反応率およびアンフォールディング法によって中性子スペクトル情報を取得し、14MeV程度の中性子のスペクトルを把握するために最適な放射化箔を実験から選定することができた。また、放射化反応率をモンテカルロ計算コードMCNPによって求めることによって計算精度の確認を行うことができた。3.FFAG加速器から発生する100MeV程度のプロトンビームに照射したタングステンターゲットの放射化反応率測定から、100MeV付近の高エネルギー中性子のスペクトル情報に関する実験手法を確立することができた。同時に、FFAG加速器を角いたMCNPXによる解析では、アンフォールディング法によってスペクトル情報に関する解析が可能であることがわかった。今後の課題として、1.FFAG加速器の導入に伴い、プロトンのエネルギーが20〜150MeVでの反応度および反応率分布の静特性解析に加えて動特性解析をMCNPXを用いて行い、ADSR炉心の最適化設計を行う予定である。2.FFAG加速器の導入において、ターゲット付近での中性子の発生を従来よりも精度良く正確に把握するための測定手法の確立とモンテカルロ計算による計算精度の向上を検討する必要があると考えられる。

著者

宇根崎 博信

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)で実施されたポリエチレン減速熱中性子臨界体系を対象として、JENDL-4を用いた臨界性解析を実施した。対象とした臨界体系は、濃縮ウラン燃料、ポリエチレン減速・反射の14体系である。断面積ライブラリとしてJENDL-4に加えてJENDL-3.3、ENDF/B-VII.0を用いたMVPによる解析によりC/E値を求め、体系の平均濃縮度、スペクトル指標別に比較検討を行った結果、JENDL-4を用いることにより、他のライブラリを用いた結果で観察されていたC/E値の平均濃縮度依存性、スペクトル依存性が改善されることが分かった。

著者

山崎 正俊 宇根崎 博信

出版者

Atomic Energy Society of Japan

雑誌

日本原子力学会和文論文誌 (ISSN:13472879)

巻号頁・発行日

vol.9, no.3, pp.243-251, 2010 (Released:2012-02-08)

参考文献数

8

被引用文献数

1 1

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For the sake of more efficient operation of nuclear power plants and to reduce the number of spent nuclear fuel assemblies, increasing uranium enrichment is one of the rational options. However, current uranium enrichment for the whole fuel cycle infrastructure is limited to no greater than 5 wt% from the view point of criticality safety. In this review, three main topics are discussed: 1) the necessity of increasing the uranium enrichment above 5 wt%; 2) current status and challenges to go over 5 wt% enrichment; and 3) proposal of the “Erbia Credit Super High Burnup Fuel” as a measure to break the “5 wt% enrichment barrier.” The third topic is further elaborated on by discussing the introduction scenarios before concluding with a mention of the necessity of a best-mix analysis for this concept in the fuel cycle supply chain.

著者

名内 泰志 亀山 高範 宇根崎 博信 三澤 毅 佐野 忠史 八木 貴宏

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集 2011年春の年会

巻号頁・発行日

pp.170, 2011 (Released:2011-04-18)

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KUCA C架台で軽水減速未臨界炉心を作成し、炉外の熱中性子捕獲反応で発生する2.223MeV ガンマ線を測定した。炉外で熱中性子束分布を計測し、それをもとに2.223MeV ガンマ線検出効率を炉心組成情報を用いずに求め、炉外での捕獲反応率を導出した。同反応率は、炉心組成をもとに中性子輸送計算で求めた中性子漏洩数と合致した。