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Pyeon, C. H.*; 方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 197(11), p.2902 - 2919, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：68.31(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速・反射炉心においてアルミ、鉛、ビスマスサンプルとボイドを模擬するアルミスペーサを用いてサンプルおよびボイド反応度実験が行われた。実験値と比較して、JENDL-4.0とMCNP6.2を用いた固有値計算によるサンプル反応度は良い精度で得られた。また、ボイド反応度についてはJENDL-4.0の結果とENDF/B-VII.1の計算結果はともに実験値と比べて良い一致を示した。MCNP6.2/ksenによって得られた感度係数とENDF/B-VII.1に基づくSCALE6.2の共分散データを用いてサンプルおよびボイド反応度の不確かさを定量化し、アルミ、鉛、ビスマスの断面積に起因する不確かさの影響を明らかにした。ボイドを模擬するアルミスペーサを用いた一連の反応度実験解析により、KUCAの固体減速・反射炉心中のボイドを解析する手法を実証した。
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
One of the effective design measures against core disruptive accident (CDA) is to decrease void reactivity, and a sodium-cooled fast reactor (SFR) with low void reactivity has been developed to improve reactor safety for future SFR. The evaluation of small SFRs, which can have a negative void reactivity coefficient, is useful to examine the reactor characteristics for future research and development. The event progression of unprotected loss of flow (ULOF), which is a typical initiating event of CDA, was analyzed by the SAS4A code. In comparison with a general behaviour of large SFR with relatively higher positive void reactivity, it was confirmed that the low void reactivity reactor has the following characteristics: (1) Event progression becomes slow and mild. (2) Positive reactivity insertion by a cladding melting and relocation has larger importance. (3) Generating mechanical energy during the initiating phase becomes less likely to occur.
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：68.31(Nuclear Science & Technology)To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.
方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2020, P. 102, 2021/07
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、鉛およびビスマスの核データ検証に資する実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界集合体(KUCA)で構築した高濃縮ウラン領域において、鉛およびビスマスについて、ボイドを模擬したアルミスペーサとの置換反応度実験を実施した。その結果、鉛およびビスマスともに解析値が測定値を20pcm程度過大評価する結果となった。
福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.
Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02
被引用回数：7 パーセンタイル：61.18(Nuclear Science & Technology)鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。
吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", 
を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。
Shelley, A.; 嶋田 昭一郎*; 久語 輝彦; 大久保 努; 岩村 公道
Nuclear Engineering and Design, 224(3), p.265 - 278, 2003/10
被引用回数：15 パーセンタイル：66.87(Nuclear Science & Technology)プルトニウム多重サイクルを目的とし転換比1以上を目指した軽水冷却PWR炉心の設計研究を行っている。シード・ブランケット燃料集合体を採用することにして、燃料集合体の最適化についてMVP-BURNコードを用いて集合体計算により広範囲に検討した。集合体計算は炉心径方向の中性子漏れが考慮されないので、ボイド係数は約20pcm/%void程度まで許容されるとした。集合体のシード割合及び大きさについて検討し、シードの割合は50%から60%程度がよい。集合体は燃料棒配置が20列程度の大型にするのが良く、シード燃料棒の配列が15列、ブランケットの配列が5列の場合が良い。この集合体を用い軸方向2重炉心を採用するとして、軸方向ブランケット,内部ブランケット,シード部の高さ等の最適化を行い、それぞれ400mm
2,150mm,1000mm2という結果が得られた。この集合体に対して転換比1.0、ボイド係数は21.8pcm/%voidとなる。軸ブランケットを除く炉心部の平均燃焼度は38.18GWd/t,分裂性プルトニウムの濃縮度は14.6wt%である。この集合体で現行PWR並みに45GWd/tの燃焼度を得るためにはシード燃料の高さを500mm2とすると、必要な濃縮度は17.3wt%となり、転換比は0.97,ボイド係数は20.8pcm/%voidとなる。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m
sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
大久保 努; 竹田 練三*; 岩村 公道; 山本 一彦*; 岡田 祐之*
Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09
1.0以上の高転換比と負のボイド反応度係数を達成する低減速スペクトル炉(RMWR)と称する新型水冷却炉を提案している。現在、上記の2つの設計目標を満足する幾つかの概念が提案されているが、これまで、核分裂生成物やマイナー・アクチニドを含まない燃料を対象として設計評価を行ってきた。本論文においては、高速増殖炉(FBR)に対して提案されている様な低い除染係数を有する先進再処理法の下でのプルトニウムの多重リサイクルに対して、低減速スペクトル炉心の成立性を検討しその確認を行った。
中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00
核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。
秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.185 - 192, 1997/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒カラムには、それぞれ制御棒を挿入するために3個のボイド孔がある。これらのボイド孔からの中性子ストリーミング効果を評価するため、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、模擬したボイド孔の反応度価値をパルス中性子法を用いて測定した。ボイド孔の反応度価値は中性子生成時間の変化の補正を考慮した修正King-Simmons式で求めた。測定結果を核データにENDF/B-IVを用いたBenoist'sの非等方拡散係数による計算結果と比較した。この結果、ボイド孔の反応度価値は等方拡散係数を用いて得られる反応度価値の約2倍にまで大きくなること、また、等方拡散係数による反応度価値を超える成分を中性子ストリーミング効果として定義すると、この効果は炉心領域において11%程度、反射体領域において32%程度過大評価されることが明らかになった。このためHTTR初臨界炉心においては、ボイド孔からの中性子ストリーミングによる反応度の低下は1%
k程度に止まると評価される。
更田 豊志; 藤城 俊夫
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.271 - 277, 1991/00
反応度事故条件下では被覆管と水蒸気の反応によって、急激に水素が発生することが考えられる。発生した水素気泡は冷却材流動上の問題などを引き起こす可能性がある一方、事故発生直後のランアウト出力抑制に強い効果を持つことが予測される。そこで反応度事故時の水素発生挙動を調べるために、PWR型燃料棒を用いてNSRRでパルス的な中性子照射を行い、ボイド計によって水素発生量の過渡変化を測定するとともに、照射後の被覆管の酸化状態を調べることによって、総水素発生量を評価した。短時間での大量の水素発生が測定され、冷却材流動やランアウト出力抑制に大きな影響があることが明らかとなった。また総発生水素量は被覆管の欠陥状態に強く依存することがわかった。更に、LOCA条件に対して開発されたPRECIP-IIコードを用いて解析を行い、比較的緩やかな条件には同コードが適用可能であることを示した。
藤城 俊夫; 更田 豊志; 山崎 利
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 2, p.247 - 250, 1991/00
中性子並びに
線に曝されている原子炉内でのボイド率の計測は、線ボイド計や光学的計測機器が使用できないため、非常に困難である。このため、このような環境でも使用可能な振動板式密度計を新たに開発し、過渡的に発生する気泡の測定手法を確立した。はじめに炉外実験において性能の検証及び較正を行い、次にこれを原子炉安全性研究炉(NSRR)においてパルス照射された試験燃料棒から発生する水素量測定に応用した。本報では、振動板式ボイド計の原理・機構について説明するとともに、炉外較正試験結果並びに原子炉炉内実験結果を紹介し、計測手法の適用性などについて議論した。
C-J.Jeong*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄; 田中 健一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.515 - 523, 1990/06
MOX燃料棒の稠密格子から成る高転換軽水炉体系におけるセル計算手法の精度を共鳴計算手法(NR,IR近似、超詳細群衝突確率法)及びセル形状(六角、円筒)と境界条件(完全反射、等方反射)に関して検討、確認を行った。一連の計算は、高転換軽水炉に関する国際ベンチマークで採用された格子モデルを参照体系として行った。中性子増倍率、転換比、減速材ボイド特性等の諸物理量を広範囲な減速材対燃料体積比、燃料種類と富化度に対して評価し、連続エネルギーモンテカルロ法による計算値との比較により、これらの計算手法の予測精度と適用性を明確にした。IR近似の精度はNR近似に比べて良好であるが、特にスペクトルが硬くなる場合に悪くなる。また、円筒化近似の精度は、ウラン燃料格子系に比べ、プルトニウム燃料系で悪化することが確認された。
高野 誠; 新藤 隆一; 山下 清信; 沢 和弘
JAERI-M 87-059, 57 Pages, 1987/05
チェルノブイル原子炉事故に関する動特性解析を3次元炉心核熱動特性解析コ-ドCOMICにより実施した。使用したCOMICコ-ドは元来六角形状ブロックで構成される高温ガス炉の炉心核熱動特性を解析する目的で開発したものであり、本事故の解析を行なう為冷却材としてヘリウムの他に軽水も取り扱える様にする等の改造を行なった。解析は主に炉心内の出力分布と動特性との関連に注目して行ない、全炉心を3次元形状でモデル化した場合と炉心内の1制御棒チャンネルとその周辺の6燃料チャンネルからなるス-パ-セルモデルの場合について取り扱っている。解析の結果、炉心全体で見たボイド反応度添加速度が炉心の出力分布や流量分布に依存する事が示され、そのため、これらの分布が異常出力上昇に関するピ-ク値や発生時刻にも影響を及ぼす可能性のある事が示された。
有金 賢次
JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04
JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび
Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
中島 健; 大西 信秋
JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01
溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。
中川 正幸; 井上 英明*
Nuclear Science and Engineering, 53(2), p.214 - 228, 1983/00
原型炉クラスの高速炉において、燃料ピンとサブアッセンブリーの二重非均質性が、各種核特性に及ぼす効果を定量的に研究した。幾何形状に対しては、燃料ピンをスミアするモデルで充分精度が良いことを示した。また共鳴遮蔽因子に対しては、クラスター系での非物質効果を取りいれる方法を提案し、これによる計算結果を示した。非均質効果の大きさは、keffに対し0.5%、Naボイド反応度に対して26%、ドップラー反応度に対し7%、そして反応率分布に対しても重要であることを示した。
白方 敬章; 三田 敏男*; 後藤 義則*; 黒井 英雄; 弘田 実彌
JAERI-M 9931, 41 Pages, 1982/02
高速原型炉「もんじゅ」の外側炉心の組成を模擬したFCA Vl-1集合体において各種のNa void効果、具体的にはチャンネル閉塞効果、軸方向分布、中心Void効果、広領域Void効果等を測定した。一方AGLIライブラリー、JAERI-Fastセット等を用いて測定結果の解析を行った。その結果、中心Na Void効果の問題点か明らかになり、中心Void効果の解析のためには詳細群の取り扱いが必要であること、Naの3KeVの共鳴の断面積の大きさが重要な役割を演じていること、そしてAGLI/0およびAGLI/1ライブラリーのNaの断面積には問題が残されていることが明らかになった。
中川 正幸; 高野 秀機; 桂木 学
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(7), p.419 - 427, 1973/07
高速実験炉「常陽」のモックアップFCAV-1炉心で測定されたナトリウムボイド実験の解析を行った。実験は主に、単チャンネル及び多チャンネル広領域のものと、中心部分ボイドである。解析にはJAERI70群セットが用いられた。通常の均質2次元拡散計算では、計算値が中心部で実験値の0.6、炉心端で0.88であったが軸方向ストリーミング効果を入れることにより、すべて0.9程度の良い値が得られた。またセル非均質効果としてfluxの空間詳細構造を考慮した。この効果は、炉心中心部で、20%の負の寄与となる。一方炉定数の計算法でボイド効果に影響が大きいと思われる弾性散乱除去断面積の詳細計算を行い、もとのセットと比較検討した。
