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水田 直紀; 青木 健; 植田 祥平; 大橋 弘史; Yan, X.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
実用高温ガス炉においては、安全性と燃料要素冷却性能の向上が望まれている。耐酸化SiC母材燃料コンパクトを用いたスリーブレス燃料要素と両側直接冷却構造を採用することにより、ピンインブロック型高温ガス炉の安全性と冷却性能の向上が期待できる。燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率は、ピンインブロック型高温ガス炉の核熱設計において重要な物理的性質である。高温ガス炉心の冷却性能を向上させることができる燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率を議論するため、両側直接冷却構造を有するピンインブロック型高温ガス炉の定常運転時の最高燃料温度を解析的に求めた。この結果から、高温ガス炉心の冷却性能向上に望ましい中性子照射後のSiC母材の熱伝導率を議論した。加えて、SiC母材燃料コンパクトに適した製造方法を、焼結温度,純度,大量生産性の観点から検討した。
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05
被引用回数：8 パーセンタイル：60.93(Nuclear Science & Technology)This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k
) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k of about 0.32-0.52%
k/k than the NUP model. In additions, the difference of k could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.
森山 清史; 高木 誠司; 村松 健; 中村 秀夫; 丸山 結
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 9 Pages, 2005/05
BWR Mk-II型モデルプラントにおける炉外水蒸気爆発による格納容器破損確率を評価した。評価対象シナリオは圧力抑制プール及びペデスタルにおける水蒸気爆発である。水蒸気爆発による負荷の確率分布を評価するために、ラテン超方格サンプリング(LHS)による確率論的手法を用い、その中で水蒸気爆発解析コードJASMINEを物理モデルとして使用した。水蒸気爆発による負荷と格納容器破損確率を関連付けるフラジリティカーブは、格納容器破損に至るシナリオについて簡略な仮定をおいて評価した。得られた条件付格納容器破損確率(水蒸気爆発発生あたり)の平均値は圧力抑制プールにつき6.4
10
、ペデスタルにつき2.210
である。なお、これらは仮定した入力パラメータの範囲及び、保守的な簡略化により与えたフラジリティカーブに依存するものであることに留意する必要がある。
三竹 晋; 岡本 太志
Nuclear Technology, 81, p.7 - 12, 1988/00
被引用回数：3 パーセンタイル：39.8(Nuclear Science & Technology)揮発性金属核分裂生成物の、出力運転中の高温ガス炉(VHTR)の被覆燃料粒子(cfp)および炉心からの放出について、数値解析手法により検討した。Fickの拡散法則と蒸発による物質移行関係式に基づく計算コードFORNAXを開発した。このコードは、とくに出力密度、燃料温度、cfpの破損と劣化の割合等の分布、時間変化を考慮している。この解析モデルの適用性が示され、また、揮発性金属核分裂生成物(
Cs)の放出に関して、(1)TRISO粒子からの放出において、高温では、健全な被覆を拡散して放出するものの寄与が大きいこと、(2)健全なTRISO粒子からの放出は、SC層中のみならず、UO
核中の拡散によっても支配されていることなどが結論された。
多目的高温ガス実験炉設計室
JAERI-M 84-172, 290 Pages, 1984/09
多目的高温ガス実験炉の設備設計は、44年度に開始し、これまでに試設計、予備設計、概念設計、システム総合設計、詳細設計(I)および詳細設計(II)を行っている。今後は、詳細設計(II)をベースに、高温ガス炉の固有の安全特性を積極的に活用して、実験炉の合理化システムの検討を開始するところである。ところで、最新の実験炉の設計である詳細設計(II)においては、57年6月に策定された「原子力開発利用長期計画」を受けて、実験炉の早期実現のために原子炉出力冷却材温度を950
Cとしている。本書は、原子炉出口冷却材温度を1000Cとした最後の多目的高温ガス実験炉の全体設計であるシステム総合設計をベースに、詳細設計(I)までの成果を取り入れて、「原子炉設置許可申請書 添付書類ハ」の形式にまとめたものである。
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
no journal, ,
This study investigated several stochastic geometry treatments for the coated fuel particles (CFPs) in the high temperature engineering test reactor (HTTR) fuel compact. The criticality calculations were carried out by using MCNP5 for a single fuel block with reflecting boundary condition. The infinite multiplication factor (kinf) of these random arrangements was about 0.03% - 0.15% difference compared to that of regular (uniform) arrangement. The random packing CFPs in an annular lattice showed the highest kinf due to non-truncated CFPs in this model.
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二; 石塚 悦男
no journal, ,
被覆燃料粒子(CFP)は、高温工学試験研究炉(HTTR)の受動的安全機能に重要な役割を果たす。しかし、CFPのランダムな分布は、シミュレーションを困難にし、HTGRのベンチマーク評価に影響を与える。高精度な計算は、HTGRの低コスト化と高性能化につながる。本研究の目的は、ベンチマーク評価の精度を向上させるために、より正確なランダムモデル、すなわち現実的なランダムパッキング(RRP)を用いてHTTRのMCNPモデルを開発することである。RRPモデルは、従来の均一モデルおよび実験データと比較することによって検証された。中性子及び臨界計算は、ENDF/B-VII.1核データライブラリーを用いたMCNP6コードを用いて行った。
