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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.
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。
大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*
no journal, ,
金属燃料照射挙動を炉心核設計に反映し、中型金属燃料炉心を再評価した結果、Naボイド反応度が従来よりも増加したため、炉心・燃料の再設計を行った。燃料インベントリを保存しつつ、燃料ピンを太径化することで、冷却材体積比および炉心高さを低減し、Naボイド反応度を改善した炉心を構築した。
横山 賢治
no journal, ,
OECD/NEA/NSC核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のサブグループ46(SG46)では、臨界実験等で得られる積分実験データの情報を核データライブラリの妥当性確認に効果的効率的に利用する方法について検討している。SG46では、現在各国で設計研究が進められている主要な原子炉システムをリストアップして核データの不確かさに起因する設計目標精度を定めた上で、核データの要求精度を逆算し、核データ測定・評価の優先順位を示す予定である。この核データ要求精度の検討を進めるために、SG46のコーディネータから日本の最新の高速炉の解析モデルの提供依頼を受け、2018年11月の会合で解析モデルを提供した。2019年11月に開催された会合では、この解析モデルを用いて感度解析や不確かさ評価を行った結果を報告した。同会合において、同様の結果を報告した参加者や今後同様の評価を行う参加者に対して、冷却材ボイド反応度に対する計算では摂動理論に基づいて漏洩項と非漏洩項に分離した計算を実施してほしいという要請があった。本発表は、この要請に対応して、漏洩項と非漏洩項の反応度と感度係数の計算結果を報告するものである。
