炉物理の研究

第 59 号 (2007 年 4 月)

＜炉物理実験データベース（国内版）の紹介＞
炉物理実験データの保存に関するワーキングパーティ
１．はじめに近年、世界各国において運転を停止する研究炉や臨界集合体が増えてきており、そのためこれまでこれらの装置で取得されてきた炉物理実験データが散逸する危機に直面している。そこで、OECD/NEA/NSC において「炉物理積分データ保存に関するプロジェクト(International Reactor Physics Benchmark Experiments (IRPhE) Project)」が発足し、
平成 15 年度よりこれらの実験データを取りまとめて、データベースを作成することが開始されている。IRPhE の設立目的は、「散逸の危機に直面しているデータを散逸前に保存して、核データや核計算手法の評価の利用に供するようにまとめるだけでなく、今後の実
験計画の立案や新たな実験装置建設に役立てること」であり、過去の実験データを集大成して利用に供するだけでなく、将来への糧とすることも含まれている。
一方、日本国内においても、VHTRC,DCA 等の施設が閉鎖されており、また他の臨界集
合体等においても、実験者や担当者の世代交代等により、これまで蓄積されてきた実験データが埋もれてしまう可能性がある。そこで、炉物理研究委員会のもとで平成 15 年度より「炉物理実験データの保存に関する WP」が設置され、IRPhE の日本における窓口としての役割を果たすとともに、日本国内においてこれまで蓄積されてきた炉物理実験データをどのように保存し、さらに公開できるものについてはどのような方法で公開し、今後のベンチマーク計算等に役立てていくかを議論してきた。
ここでは、WP 内で試作した国内版の炉物理実験データベースについて、紹介する。
２．炉物理実験データベース（国内版）の試作
IRPhE データベースはベンチマーク計算が可能なように、炉心の詳細な寸法や組成等が記載されたものであり、その作成には相当の労力を要する。現段階で IRPhE レベルの国
内版データベースを作成するのは困難であるため、今回、簡易版として、まず、各施設でどのような試験が行われており、公開可能であるか、連絡先はどこかなどの情報を記載したデータベースの構築を試みた。
今回、データベースに登録した施設は、原子力機構 TCA、FCA、京都大学 KUCA、東芝 NCA、さらに国内施設ではないが、旧 JNC が主導で実施しデータを保持していることから米国 ANL の ZPPR で行われた JUPITER 実験も登録した。
データベースの項目は以下のように設定した。
施設、

実験番号、

測定データ、

実験名称、炉心名称、

測定データ：コメント、

燃料、

日時、

キーワード

公開の可否（炉心データ、実験データ、入力

データ）
公開文献、問合せ先26

炉物理の研究第 59 号 (2007 年 4 月)

実験番号や炉心名称など、各施設で番号付け方法が異なるが、そのまま記載している。
測定データは IRPhE の記載に似た記号を用いた。記号の意味を以下に示す。
記号
CRIT：臨界量
RRATE：反応率
POWDIST：出力分布
REAC：反応度
KINEPARA：動特性パラメータ
これらの記号の定義については、現在、明確な定義は行っていないので、目安である。
公開の可否については３項目に分類した。
炉心データ：炉心寸法や燃料棒ピッチ、燃料の組成など
実験データ：臨界量や出力分布のデータなど
入力データ：MCNP や CITATION などの計算コードの入力データ
それぞれの項目について３段階のレベル分けを行っている。
１）公開可：公開可能である。または既に公開済みである。公開済みの場合は参考文
献を示す。

２）公開不可：公開は不可である。
３）共同研究：公開はできないが、相談により共同研究等でデータを提供できる可能性がある。データが委託研究等により取得したものである場合、委託先との協議が必要な場合もある。
表１に試作したデータベースを示す。
３．まとめ
国内の炉物理実験データに関するデータベースを試作した。簡易版ではあるが、各施設の協力の下にこのようなデータベースの作成は初めての試みであり、今後、どのような形で発展させていくか等の議論を行い、データの有効活用を図っていきたい。

炉物理実験データの保存に関するワーキングパーティ：(京大炉)三澤毅、代谷誠治、中島健(東芝)三橋偉司、吉岡研一
(JNC)

※

※現

(名大)山根義宏(三菱重工)松本英樹

羽様平、石川眞、庄野彰

(原研)

※

原子力機構
27

(阪大)北田孝典(GNF-J)池原正(NFI)伊藤卓也

岡嶋成晃、小嶋健介、杉暉夫

表１
施設

炉物理実験データベース（国内版）

実験番号

実験名称

炉心名称

燃料

ＫＵＣ
Ａ

KUCA-C45G0 C45G0R5炉 C45G0R5
R5-2
心の金線に
よる反応率
分布測定

高濃縮ウラン-平板

ＫＵＣ
Ａ05-0517加速器駆動 A3/8"P36EU(3)
未臨界炉の
未臨界度測
定実験

高濃縮ウランークーポ
ン型燃料

ＫＵＣ
Ａ

05-0518

ＫＵＣ
Ａ

2631-2634

FCA

FCA-IX炉心

B6/8"P17E B6/8"P17EU-Th- 高濃縮ウランークーポ
U-Th-EU-E EU-EU（3）炉心ン型燃料、Th金属板
U（3）炉心の中性子束分布測定
不均一燃料 A3/8"P36EU(3),A 高濃縮ウラン
3/8"P36EU-I(3),A
3/8"P36EU-II(3)FCA U標 FCA IX-1, -2, -3, IX-1,-2,-3:HEU+C
準スペクト -4, -5, -6, -7-4,-5,-6:HEU+SS
ル炉心（ア
-7:EU
クチノイド核
種積分測
定）

FCA

FCA-X炉心

高速実験炉 FCA X-1,-2,-3「常陽」
Mk-II炉心模擬実験

X-1(劣化ウランブラン
ケット付）：
Pu,Eu,DUO2,Na,AL2O3-2（物理的模擬炉心）：
Pu,EU,DUO2,Na,Al2O3-3（工学的模擬炉心）：
Pu,EU,DUO2,Na,Al2O3

FCA

FCA-XI炉心

大型高速炉 FCA XI-1,-2
の炉物理特
性（均質炉
心の核特
性）

XI-1:
テスト領域 Pu、NU、
DUO2、Na、Al2O3
ドライバー領域
Pu/HEU、DUO2、Na、
HEU、
EU、Na、Al2O3

日時

キーワード

1985.11-1986.5 KUCA,C45炉
心,G0炉心,5列,余剰反応度,正ペリオド法,制御棒校正,落下法,温度係数,減速材温度
1986.5
KUCA,C45炉
心,G0炉心,5列,金線,反応率分布2005.5.31-6.3

測定デ
測定データ：コメント
炉心デ 実験デ 入力デ
ータ
ータ
ータ
ータ
CRIT
27.4℃～61.0℃の減速材温度 公開可 公開可 共同研（5点）において正ペリオド法に究
REACよる測定した余剰反応度。
27.4℃において落下法の積分法により測定した制御棒反応
度（3本）
CRIT
RRATE

直径0.5mmの金線を一方向に 公開可
張り、放射化法により反応率分布を測定（1cm毎に切断して、NａＩ（Ｔｌ）で放射化量を測定、合計70点）
未臨界状態にて炉雑音測定
公開可
し、即発中性子減衰定数を測定。BF3検出器から時系列データの測定

ADS,未臨界
CRIT
度,炉雑音測定,Feynman- REAC
α法,Rossi-α法
KINEPARA
2005.6.7-10
トリウム,金線 CRIT
直径0.5mmの金線をz方向に 公開可反応率分布
張り、放射化法により反応率
RRATE 分布を測定（1cm毎に切断して、NaI(Tl)で放射化量を測定、合計50点）
1987.1.19-1987.
CRIT
臨界性（余剰反応度、制御棒 公開可
1.30
RRATE 校正）、均一、不均一(I)及び（II)体系の臨界近接実験
1980.12-1982.3 U燃料、標準 CRIT
臨界性（keff）、中心核分裂率 共同研スペクトル炉比究心、アクチノイ RRATE （F28/F25,F37/F25,F49/F25)、
ド核種、積分
中心サンプル反応度価値
実験、小型高 POWDIS （U,Pu,B4C,他）、アクチノイド核
速炉
T
種積分実験（中心核分裂率比（F37/F25,F48/F25,F49/F25,F
REAC
42/F25,F51/F25,F53/F25,F64/F25)、中心サンプル反応度価値（Np-237,Pu-238,-240、Am-241,-243））
1982.4-1983.3 FCA,常CRIT
臨界性（keff）、中心核分裂率 共同研
陽,Mk-II,反射 RRATE 比
究体,制御チャン POWDIS （F28/F25,F37/F25,F49/F25)、
ネル,小型高速 T
核分裂率分布（F25、F28、
炉
REAC
F37、F49)、中心サンプル反応
度価値（HEU,Pu,B4C,他）、模
擬制御棒反応度価値、ガンマ
発熱、ドップラー効果
1983.4-1984.3 Naボイド
CRIT
臨界性（keff）、中心核分裂率 共同研
比究
RRATE （F28/F25,F37/F25,F49/F25)、
核分裂率分布（F25、F28、
POWDIS F37、F49)、中心サンプル反応
T
度価値（HEU,Pu,B4C,他）、Na
ボイド効果、模擬制御棒反応
REAC
度価値、ドップラー効果

公開文献

問合せ先

M.Mori, S.Shiroya and K.Kanda, "Temperature Coefficient of Reactivity 京都大学原子炉実験所臨界装
in Light-water Moderated and ReflectedCores Loaded with
置部
Highly-Enriched-uranium Fuel.",J.Nucl.Sci.Technol.,24(8),653(1987)
kuca-admin@kuca.rri.kyoto-u.ac
K.kand, M.Mori, S.Shiroya and S.Shibata,"Study on temperature.jpcoefficient of reactivity in KUCA light -water moderated and reflected
core. Effect of M/F ratio and core shape on this quantity.",
ANL-RERTR-TM-9,P0998A US-DOE Rep, 320 (1988)

公開可

共同研
究

京都大学原子炉実験所臨界装
置部kuca-admin@kuca.rri.kyoto-u.ac
.jp

共同研
究

共同研
究

京都大学原子炉実験所臨界装
置部kuca-admin@kuca.rri.kyoto-u.ac
.jp

公開不
可

共同研
究

京都大学原子炉実験所臨界装
置部kuca-admin@kuca.rri.kyoto-u.ac
.jp

公開可

共同研
究

公開可

共同研
究

Y.Yamane,Y.Hirano,S.Shiroya,K.Kobayashi,J.Nucl.Sci.Technol.,31,pp.640 名古屋大学工学研究科マテリ-646(1994).
アル理工学専攻
y-yamane@nucl.nagoya-u.ac.jp
Mukaiyama T., Obu M., Nakano M., Okajima S. and Koakutsu T.:
日本原子力研究開発機構 原"Actinide Integral Measurements in FCA Assemblies," Proc. Int. Conf. 子力基礎工学研究部門
Nuclear Data for Basic and Applied Science, vol. 1, p.483-488, (Santa okajima.shigeaki@jaea.go.jp
Fe, 1985)

公開可

共同研
究

岡嶋成晃、向山武彦：「FCA X-3およびXI-1集合体におけるドップラー 日本原子力研究開発機構 原
効果の測定」JAERI-M 84-086（1984）
子力基礎工学研究部門
okajima.shigeaki@jaea.go.jp

公開可

共同研
究

Osugi T., Nakano M., Iijima S., Koakutsu T., Okajima S. and Yoshida H.:" 日本原子力研究開発機構 原Integral Experiment of Alternative Structual Materials for an LMFBR," 子力基礎工学研究部門
proc., Topical Meeting on Reactor Physics and Shielding, Vol. II,
okajima.shigeaki@jaea.go.jp
P.800-810, (Chicago, 1984).
大杉 俊隆、向山武彦、岡嶋成晃、小圷龍男、三田敏男 他1名：
「FCA XI-1集合体の選定と特性試験」JAERI-M 83-211(1983)
岡嶋成晃、大杉 俊隆、川瀬幸夫、大野秋男、三田敏男 ：「FCA
XI-1集合体におけるガンマ発熱分布の測定と解析」JAERI-M
84-144(1984)
大杉 俊隆、飯島進、小圷龍男、岡嶋成晃、三田敏男 他1名：「FCA
XI-1集合体による大型高速炉臨界実験」JAERI-M 84-075(1984)
岡嶋成晃、向山武彦 ：「FCA X-3およびXI-1集合体におけるドップラ
ー効果の測定」JAERI-M 84-086(1984)
飯島進、三田敏男 岡嶋成晃、中野正文：「FCAでの大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(I)-実験体系の選定とFCA XI-2集合体の特性試験-」JAERI-M 84-076(1984)

第 59 号 (2007 年 4 月)

高濃縮ウラン-平板

炉物理の研究KUCA-C45G0 C45G0R5炉 C45G0R5
R5-1
心の制御棒
校正と温度
係数測定

28

ＫＵＣ
Ａ

大型高速炉 FCA XII-1、-2(軸 XII:
1984.4-1986.5の炉物理特 方向模擬)
テスト領域 IB NU、性（軸方向 FCA XIII-1,-2(径 DUO2、Na、Al2O3
非均質炉心 方向模擬)
炉心 Pu、の核特性）
DUO2、Na、Al2O3
ドライバー領域
Pu/HEU、DUO2、Na、
HEU、EU、C、Al2O3

FCA

FCA-XIV,XV
炉心

高転換軽水 FCA XIV-1、炉の炉物理 -1(45V)、‐2
特性
FCA XV-1、-2、-2(65V)、－(80V)、－2(95V)

FCA

FCA-XVI炉心 金属燃料高 FCA XVI-1、-2
速炉の炉心
特性実験

TCA

Run No.：TCA1.50U 1.50U(19X19):410 2.6%UO2ペレット
4108,4304,438 臨界水位測 8,4304,4385
5,4305,4384,4 定実験
1.50U(20X20):430
306,4383,5439
5,4384
1.50U(21X21):430
6,4383,5439※括弧内は格子形状
Run No.：TCA1.83U 1.83U(17X17):582, 2.6%UO2ペレット
582,4253,4390 臨界水位測 4253,4390,5469,5469,4254,43 定実験
1.83U(18X18):425
82,5790,4255,
4,4392,5790
43944256,439
1.83U(19X19):425
8,5461,4257,4
5,4394400,5330,5351
1.83U(20X20):425
6,4398,5461
1.83U(21X21):425
7,4400,5330,5351※括弧内は格子形状

TCA

軸方向非均質 CRIT
炉心
RRATE

臨界性（keff）、中心核分裂率 共同研
比究（F28/F25,F37/F25,F49/F25)、
核分裂率分布（F25、F28、
POWDIS F37、F49)、中心サンプル反応
T
度価値（HEU,Pu,B4C,他）、Na
ボイド効果、ガンマ発熱、制御
REAC
棒価値

公開可

共同研
究

XIV-1、-1(45V)、-2：
1986.6-1989.9 高転換軽水炉 CRIT
臨界性（keff）、中心核分裂率 共同研
テスト領域 EU、
(HCLWR),制御比究
NU、DUO2、（CH)ｎ、
棒チャンネル, RRATE （F28/F25,F37/F25,F49/F25)、
Al2O3
小型高速炉
中心サンプル反応度価値
ドライバー領域
POWDIS （U,Pu,B4C,他）、バックリング
EU、NU、C
T
測定
PU、
Al2O3、CREAC
XV-1、-2、-2(65V)、-(80V)、-2(95V)
テスト領域 Pu、
EU、NU、DUO2、（CH)ｎ、Al2O3
ドライバー領域
EU、NU、C
PU、
Al2O3、C
XVI-1：Pu、EU、NU、Na 1989.10 -1992.9 金属燃料
CRIT
臨界性（keff）、中心核分裂率 共同研-2：Pu、EU、NU、FBR、Naボイ比究Naド、ドップラー RRATE （F28/F25,F37/F25,F49/F25)、
効果、燃料膨中心サンプル反応度価値
張効果
POWDIS （U,Pu,B4C,他）、Naボイド効
T
果、燃料膨張効果、ドップラー
効果
REAC

公開可

共同研
究

公開可

共同研
究

格子間隔1.849cm(H/U：4.33、 公開済
Vm/Vf:1.50）、燃料ピン数(a)
19X19、20X20、21X21の3体系
で臨界水位、外挿距離、臨界
バックリングを測定（外挿距離とバックリングは計算により導
出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

格子間隔1.956cm(H/U：5.28、 公開済
Vm/Vf:1.83）、燃料ピン数(a)
17X17、18X18、19X19、20X20、21X21の5体系で臨界
水位、外挿距離、臨界バックリングを測定（外挿距離とバック
リングは計算により導出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

1970.9.22(4108), TCA,低濃縮ウ CRIT
1971.3.12(4304, ラン,臨界水位,
4305,4306),1971 水位反応度価 REAC
.4.30(4385,4383) 値,反応度温,1971.4.28(4383) 度係数,外挿,1973.6.13(5439) 距離,臨界バッ
クリング,体積比
1963.12.13(582), TCA,低濃縮ウ CRIT
1971.3.2(4253,4 ラン,臨界水位,
254,4255,4256,4 水位反応度価 REAC257),1971.5.6(43 値,反応度温90),1971.5.7(439 度係数,外挿2),1971.5.11(419 距離,臨界バッ
4,4398),1971.5.1 クリング,体積2(4400),1973.2.2 比1(5330),1073.3.29(5351),1973.7.4(5461),1973.7.11(5469),1975.7.4(
5790)

Iijima S., Obu M., hayase., Ohno A., Nemoto T., and Okajima S. :"日本原子力研究開発機構 原Experimental Study of the Large-Scale Axially Heterogeneous
子力基礎工学研究部門
Liquid-Metal fast Breeder Reactor at the Fast Critical Assembly
okajima.shigeaki@jaea.go.jp-Power Distribution Measurements and Their Aalyses -," Nucl. Sci.
Eng., 100, 496-506 (1988)
Iijima S., Okajima S., Obu M., et al. :" Experimental Study of Nuclear
Characteristics of Large Axially Heterogeneous Core Using Fast
Critical Assembly", J. Nucl. Sci. Technol., 26, 221-230 (1989)
飯島進、岡嶋成晃、三田敏男、大部誠、小圷龍男 他1名：「FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(III)-FCA XII-1集合体による実験と解析‐」JAERI-M 85-045(1985)
岡嶋成晃、向山武彦：「FCA XII-1集合体におけるドップラー効果の測定」JAERI-M 85-218(1985)
岡嶋成晃、飯島進、早瀬保、大部誠、小圷龍男 他1名：「FCAによる
大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(V)-FCA XII-2集合体による実験と解析‐」JAERI-M 86-016(1986)
飯島進、岡嶋成晃、早瀬保、大部誠、大杉俊隆 他6名：「FCAによる
大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(VI)-FCA XIII-1集合体による径方向核特性の測定とその解析‐」JAERI-M 86-065(1986)
Okajima S., Osugi T., Sakurai T. and Tahara Y. :"Experimental Study on 日本原子力研究開発機構 原
Reactivity Worth for Absorber Material in High Conversion Light Water 子力基礎工学研究部門
Reactor Using FCA-HCLWR Core Fueles with Enriched Uranium,"ibid., okajima.shigeaki@jaea.go.jp
27,950-959(1990).
Osugi T., Okajima S., Sakurai T. and Oigawa H. :"Experimental Study on
Criticality and Reactivity Worth in High Conversion Light Water
Reactor Using FCA-HCLWR Core," Proc. Int. Conf. Physics andReactors: Operation, Design and Computation , vol. 3,
p.PI-93-PI-102,(Marseille, 1990).
岡嶋成晃、桜井健、大杉俊隆、大井川宏之：「FCA 高転換軽水炉模擬実験における反応度価値実験」JAERI-M 90-042(1990)
桜井健、岡嶋成晃、大杉俊隆：「高転換軽水炉を模擬したFCA XIV-1
炉心における中心セル反応度価値を用いた無限増倍率k∞の測定」
JAERI-M 91-014(1991)

Iijima S., Oigawa H., Sakurai T., Nemoto T., Okajima S. :"Benchmark
日本原子力研究開発機構 原Experiment for Physics Parameters of Metallic-Fueled LMFBR at
子力基礎工学研究部門
FCA", Proc. of Int. Conf. on the Physics of Reactors PHYSOR 96,
okajima.shigeaki@jaea.go.jp(Mito, 1996)
大井川宏之、岡嶋成晃、向山武彦、佐藤邦雄：「FCA XVI-1及び238
XVI-2炉心における Uドップラー反応度価値の測定と解析」JAERI-M
92-113(1992)
飯島進、大井川宏之、坂東勝、中野正文：「FCAによる金属燃料高速炉ベンチマーク実験（I)-FCA XVI-1炉心の選定と臨界性-」JAERI-M
92-196(1992)
飯島進、大井川宏之、坂東勝、大野秋男、桜井健、根本龍男、大杉俊
隆、佐藤邦雄、早坂克久：「FCAによる金属燃料高速炉ベンチマーク実
験（II)-FCA XVI-1炉心の実験と解析-」JAERI-M 93-186(1993)(a)Yoshinori Miyoshi, Takuya Arakawa : "Critical Array of Low-enriched 日本原子力研究開発機構 原
UO2 Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 1.5 to 子力基礎工学研究部門
3.0", LEU-COMP-THERM-006, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)(a)Yoshinori Miyoshi, Takuya Arakawa : "Critical Array of Low-enriched 日本原子力研究開発機構 原
UO2 Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 1.5 to 子力基礎工学研究部門
3.0", LEU-COMP-THERM-006, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)

第 59 号 (2007 年 4 月)

FCA-XII炉
心、FCA-XIII
炉心

炉物理の研究

29

FCA

TCA

1971.4.7(4335,4 TCA,低濃縮ウ CRIT336),1971.4.8(43 ラン,臨界水位,
44,4345,4347),1 水位反応度価 REAC
971.4.22(4372,4 値,反応度温373),1971.4.23(4 度係数,外挿
374,4378),1973. 距離,臨界バッ
6.20(5447)
クリング,体積比

格子間隔2.150cm(H/U：7.16、 公開済
Vm/Vf:2.48）、燃料ピン数(a)
16X16、17X17、18X18、19X19、20X20の5体系で臨界
水位、外挿距離、臨界バックリングを測定（外挿距離とバック
リングは計算により導出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

(a)Yoshinori Miyoshi, Takuya Arakawa : "Critical Array of Low-enriched 日本原子力研究開発機構 原
UO2 Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 1.5 to 子力基礎工学研究部門
3.0", LEU-COMP-THERM-006, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)

2.6%UO2ペレット

1971.4.13(4349), TCA,低濃縮ウ CRIT
1971.4.14(4358, ラン,臨界水位,
4360,4361,4362) 水位反応度価 REAC
,1971.4.16(4363) 値,反応度温,1971.4.19(4365, 度係数,外挿
4366,4367),1971 距離,臨界バッ.4.21(4368,4369) クリング,体積,1973.6.27(5454) 比

格子間隔2.293cm(H/U：8.65、 公開済
Vm/Vf:3.00）、燃料ピン数(a)
14X14、15X15、16X16、17X17、18X18の5体系で臨界
水位、外挿距離、臨界バックリングを測定（外挿距離とバック
リングは計算により導出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

(a)Yoshinori Miyoshi, Takuya Arakawa : "Critical Array of Low-enriched 日本原子力研究開発機構 原
UO2 Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 1.5 to 子力基礎工学研究部門
3.0", LEU-COMP-THERM-006, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)

MOX燃料ペレット（Pu富 1972.6.7(5109)、 TCA,MOX,臨 CRIT
化度：3.01%、ウラン組
1973.5.14(5390, 界水位,水位
成：天然ウラン)
5392,5393),1974 反応度価値, REAC
.5.14(5585)
反応度温度係数,外挿距離,臨界バックリング,体積比

格子間隔1.825cm(H/Pu：402、 公開済
Vm/Vf:2.42）、燃料ピン数(a)
23X23での臨界水位、外挿距
離、臨界バックリングを測定（外挿距離とバックリングは計算により導出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

TCA

Run No.：TCA2.98Pu 2.98Pu(21X21)
5094,5401,540 臨界水位測 ※括弧内は格子6,5407,5759
定実験
形状

MOX燃料ペレット（Pu富 1972.5.18(5094) TCA,MOX,臨 CRIT
化度：3.01%、ウラン組、
界水位,水位成：天然ウラン)
1973.5.22(5401), 反応度価値, REAC
1973.5.23(5406, 反応度温度係5407),1975.5.21( 数,外挿距離,5759)
臨界バックリング,体積比

格子間隔1.956cm(H/Pu：494、 公開済
Vm/Vf:2.98）、燃料ピン数(a)
21X21での臨界水位、外挿距
離、臨界バックリングを測定（外挿距離とバックリングは計算により導出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

TCA

Run No.：TCA4.24Pu 4.24Pu(20X20)
5060,5416,541 臨界水位測 ※括弧内は格子8,5419,5615
定実験
形状

MOX燃料ペレット（Pu富 1972.4.13(5060) TCA,MOX,臨 CRIT
化度：3.01%、ウラン組、
界水位,水位成：天然ウラン)
1973.5.29(5416, 反応度価値, REAC
5418,5419),1974 反応度温度係.6.5(5615)
数,外挿距離,臨界バックリング,体積比

格子間隔2.225cm(H/Pu：703、 公開済
Vm/Vf:4.24）、燃料ピン数(a)20X20での臨界水位、外挿距
離、臨界バックリングを測定（外挿距離とバックリングは計算により導出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

TCA

Run No.：TCA5.55Pu 5.55Pu(21X21)
5080,5427,543 臨界水位測 ※括弧内は格子
2
定実験
形状

MOX燃料ペレット（Pu富 1972.4.28(5080) TCA,MOX,臨 CRIT
化度：3.01%、ウラン組、
界水位,水位成：天然ウラン)
1973.6.6(5427),1 反応度価値, REAC
973.6.7(5432)
反応度温度係数,外挿距離,臨界バックリング,体積比

格子間隔2.474cm(H/Pu：921、 公開済
Vm/Vf:5.55）、燃料ピン数(a)
21X21での臨界水位、外挿距
離、臨界バックリングを測定（外挿距離とバックリングは計算により導出した）

公開済
(a)

公開済
(a)

ZPPR

JUPITER-1

JUPITER臨 ZPPR-9,ZPPR-10 Pu平板燃料
界実験（Phase-I)2
領域均質炉
心の核特性

公開可

公開可

NCA

NCA-1

燃料貯蔵稠密ラック材臨界試
験CRIT
臨界性、制御棒価値、Naボイ 公開可RRATE ド反応度、反応率比
POWDIS （F28/F49,F25/F49,C28/F49)、
T
反応率分布(F49,F25,C28)、微REAC
少サンプル反応度、サンプル
ドップラー反応度(UO2)
CRIT
臨界性、B-SUS(0.5w%ボロン、 公開不REAC4mm厚)、2wt%一様炉心
可

共同研
究

共同研
究

(a)Toshihiro Yamamoto : "Critical Arrays of Mixed Plutonium-Uranium 日本原子力研究開発機構 原
Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 2.4 to 5.6", 子力基礎工学研究部門
MIX-COMP-THERM-004, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)(a)Toshihiro Yamamoto : "Critical Arrays of Mixed Plutonium-Uranium 日本原子力研究開発機構 原
Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 2.4 to 5.6", 子力基礎工学研究部門
MIX-COMP-THERM-004, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)(a)Toshihiro Yamamoto : "Critical Arrays of Mixed Plutonium-Uranium 日本原子力研究開発機構 原
Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 2.4 to 5.6", 子力基礎工学研究部門
MIX-COMP-THERM-004, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)(a)Toshihiro Yamamoto : "Critical Arrays of Mixed Plutonium-Uranium 日本原子力研究開発機構 原
Fuel Rods with Water-to-Fuel Volume Ratios Ranging from 2.4 to 5.6", 子力基礎工学研究部門
MIX-COMP-THERM-004, NEA/NSC/DOC/(95)03
kojima.kensuke@jaea.go.jp（暫定)(b)Karumichi Tsuruta, Iwao Kobayashi and et al :"Critical Sizes ofLight-Water Moderated UO2 and PuO2-UO2 Lattices",
JAER1254(1978)(c)鶴田晴道、北本紘一："軽水減速UO2およびPuO2-UO2格子の2領
域炉心におけるβeff/ℓの測定と計算",JAERI-M 4649(1972)
石川眞、他：「核設計基本データベースの整備(VIII)－JUPITER実験解 日本原子力研究開発機構
析結果の集大成ー」、PNCTN9410 97-099(1997) M.Ishikawa,ishikawa.makoto@jaea.go.jp"ZPPR-10A Experiment:A 650MWe-Class Sodium-Cooled MOX
Fueled FBR Core Mock-Up Critical Experiment with
Two-Homogeneous Zones and Control-Rod Withdrawal," IRPhe
database
日本原子力学会1991春A6（株）東芝 原子力技術研「燃料貯蔵用構造材の臨界試験と解析」
究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp

TCA

TCA

30

1978.4－1979.9 大型高速炉、
JUPITER、
ZPPR、2領域
炉心、ブラン
ケット付

低濃縮ウラン酸化物燃 1989
料

NCA、低濃縮
ウラン、
B-SUS

第 59 号 (2007 年 4 月)

2.6%UO2ペレット

炉物理の研究Run No.：TCA2.48U 2.48U(16X16):434
4347,4372,434 臨界水位測 7,4372
5,4373,5447,4 定実験
2.48U(17X17):434
344,4374,4336
5,4373,5447,4378,4335
2.48U(18X18):434
4,4374
2.48U(19X19):433
6,4378
2.48U(20X20):433
5※括弧内は格子形状
Run No.：TCA3.00U 3.00U(14X14):436
4362,4363,436 臨界水位測 2,4363
1,4365,5454,4 定実験
3.00U(15X15):436
360,4366,4367
1,4365,5454,4358,4368,43
3.00U(16X16):436
49,4369
0,4366,4367
3.00U(17X17):435
8,4368
3.00U(18X18):434
9,4369※括弧内は格子形状
Run No.：TCA2.42Pu 2.42Pu(23X23)
5109,5390,539 臨界水位測 ※括弧内は格子2,5393,5585
定実験
形状BWRSTEP3型燃料臨界試験

低濃縮ウラン酸化物燃 1990
料

NCA、低濃縮
ウラン、粗密
格子

CRIT
REAC

臨界性、2wt%燃料、9x9燃料、 公開不
粗密格子
可

共同研
究

共同研
究

日本原子力学会1993春A11「燃料棒ピッチ粗密化による反応度効果」

NCA

NCA-3

制御棒材料反応度試験

低濃縮ウラン酸化物燃 1990
料

NCA、低濃縮
ウラン、制御
棒

CRIT
REAC

臨界性、高反応度制御棒（Hf、 公開不
B4C）
可

共同研
究

共同研
究

Physor96 p.E104-p.E113"Critical Experiments on High-worth Control Blades for BWRs"

NCA

NCA-4

BWRSTEP3模擬ボイド模擬炉
心試験

低濃縮ウラン酸化物燃 1993-1995
料

NCA、低濃縮 CRIT
臨界性、出力分布、9x9燃料、 公開不ウラン、ガドリ POWDIS ガドリニア入り燃料、ウォータ 可ニア
Tーホール効果REAC
冷温、高温0%模擬、高温40%模
擬

NCA

NCA-5

低減速BWR試験（稠密三角格子）

低濃縮ウラン酸化物燃 1998
料

NCA、低濃縮
ウラン、稠密
格子

NCA

NCA-6

小型高速炉4S反射体価値測定 低濃縮ウラン酸化物燃 1999-2000
試験
料

NCA

NCA-7

ボイド係数測定試験（正方格子）

低濃縮ウラン酸化物燃 2000
料

NCA、低濃縮 CRIT
臨界性、出力分布、修正転換 公開不ウラン、ボイド POWDIS 比より無限増倍率を導出、
可係数
T
ポリスチレンによるボイド模擬
REAC

NCA

NCA-8

部分長燃料棒／コーナGd（POST-STEP3）の臨界試験

低濃縮ウラン酸化物燃 2000
料

NCA、低濃縮 CRIT
臨界性、出力分布、中性子束
ウラン、BWR、 POWDIS 分布、9x9燃料、ガドリニア／
POST-STEP3 T
ウォーターホールコーナー配
置

公開不
可

NCA

NCA-9

小型高速炉4S可燃性毒物反応 低濃縮ウラン酸化物燃 2001-2002
度効果試験
料

NCA、低濃縮
ウラン、小型
高速炉、可燃性毒物

CRIT
臨界性、出力分布、中性子束
POWDIS 分布、ガドリニア入りポリエチ
Tレン、中性子吸収材と水排除
REAC
により、
局所的に高速スペクトル模擬

公開不
可

NCA

NCA-10低減速スペクトルBWRボイド係 低濃縮ウラン酸化物燃 2002
数測定試験
料

NCA、低濃縮
ウラン、低減速スペクトル
BWR、ボイド係数

CRIT
臨界性、出力分布、中性子束
RRATE 分布、修正転換比、稠密格
POWDIS 子、ボイド係数、ポリスチレン
Tによる高温60%ボイド
REAC
模擬

公開不
可

NCA

NCA-11低減速スペクトルBWRｽﾄﾘｰﾐﾝ
ｸﾞﾁｬﾝﾈﾙ反応度効果試験

NCA、低濃縮 CRIT
臨界性、出力分布、SUS製、ア 公開不ウラン、低減 RRATE ルミ製ストリーミングチャンネ 可
速スペクトル POWDIS ル、水位反応度係数の変化か
BWR、ストリー T
らストリーミング効果測定
ミングチャンネ REAC
ル

低濃縮ウラン酸化物燃 2003
料CRIT
臨界性,出力分布、修正転換
RRATE 比、中性子束分布、稠密格
POWDIS 子、燃料体積比=0.51、0.59、T
0.74、0.89
REAC
NCA、低濃縮 CRIT
臨界性、出力分布、中性子束
ウラン、小型 RRATE 分布、反射体価値
高速炉、反射 POWDIS
体価値
T
REAC

公開不
可

公開不
可

共同研 共同研 Physor96
究(共同 究(共同 "Critical Experiments on Simulated BWR
研究先/ 研究先/ High-burnup 9x9 A-type Fuels",p.E114-p.E122
委託先 委託先 "Validation of CASMO-4 with BWR High Burnup 9x9の了解 の了解 Fuel Critical Experiments",p.C192-p.C199
も必要) も必要)
共同研 共同研 日本原子力学会1999秋E27、E28
究究「低減速稠密格子の臨界実験」

共同研 共同研 ND2001
究(共同 究(共同 "Physics Benchmark Experiments and Analysis for
研究先/ 研究先/ Reflector-Control-Type Small Fast Reactors at TOSHIBA Nuclear
委託先 委託先 Critical Assembly"の了解 の了解 日本原子力学会2000秋G40も必要) も必要) 「反射体制御小型炉の反射体価値の測定」
共同研 共同研 日本原子力学会2000秋G41
究(共同 究(共同 「修正転換比によるボイド係数の測定」
研究先/ 研究先/
委託先 委託先の了解 の了解も必要) も必要)
共同研 共同研 原子力学会02春F15,F16
究(共同 究(共同 「BWR用改良型９ｘ９燃料の開発」
研究先/ 研究先/
委託先 委託先の了解 の了解も必要) も必要)
共同研 共同研 ICONE10-22231
究(共同 究(共同 "Experimental Study on Reactivity Worth of Burnable Poison in
研究先/ 研究先/ Ultra-long life, Small LMR"
委託先 委託先 ICONE11-36198の了解 の了解 "Reactor Physics Experiments and Analysis for Burnable Poison inも必要) も必要) Ultra-Long Life, Small LMR"（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp（株）東芝 原子力技術研究所
三橋偉司／吉岡 研一
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jp/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jp

共同研 共同研 ICAPP03, Paper 3125
（株）東芝 原子力技術研
究(共同 究(共同 "Critical Experiments on Reduced-Moderation BWR: BARS-Reactivity 究所
研究先/ 研究先/ Coefficients Measurements-",
三橋偉司／吉岡 研一
委託先 委託先 原子力学会03 春G55「高経済性低減速スペクトルBWRの研究（６）-臨
ishi.mitsuhashi@toshiba.co.jpの了解 の了解 界集合体試験-」/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jpも必要) も必要) METI革新的実用原子力技術開発費補助事業 [提案公募事業]平成
12年度採択テーマ「高経済性低減速スペクトルBWRの技術開発」報告書
共同研 共同研 原子力学会04春O24 「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術（株）東芝 原子力技術研
究(共同 究(共同 開発（12）－ストリーミングチャンネル反応度効果測定臨界試験－」究所
研究先/ 研究先/ 原子力学会05春F57 「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術 三橋偉司／吉岡 研一
委託先 委託先 開発（18）－材質の違いによるストリーミングチャンネル反応度効果のishi.mitsuhashi@toshiba.co.jpの了解 の了解 検討－」
/ kenichi.yoshioka@toshiba.co.jpも必要) も必要) METI革新的実用原子力技術開発費補助事業 [提案公募事業]平成
12年度採択テーマ「高経済性低減速スペクトルBWRの技術開発」報告書

第 59 号 (2007 年 4 月)

NCA-2

炉物理の研究31NCA