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野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典
Nuclear Technology, 148(3), p.235 - 243, 2004/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.51(Nuclear Science & Technology)臨界事故時の第1ピーク出力,エネルギー及び全核分裂数を予測するための簡易評価式が、1点炉近似動特性方程式を用いた理論的考察により開発された。溶液燃料中の核種組成依存性は、評価式導出に用いた密度及び比熱の実験式の適用範囲によって決まる。臨界事故時の温度上昇は、フランスのCRAC実験により評価され、評価式による予測値の上限及び下限を与える。評価式は、元々ステップ状反応度投入の状況を仮定して導かれたが、ランプ状の反応度投入に対しても近似値に成立することが理論式による考察によって示され、原研のTRACY実験で取得されたデータによって検証された。これにより、ここで述べる簡易評価式は、高濃縮ウランを用いたフランスのCRAC実験ばかりでなく、低濃縮ウランを用いたTRACY実験によっても検証された。
山根 祐一
no journal, ,
核燃料溶液が安全でない形状の容器に流入して臨界になるような場合には、流入に伴う反応度添加の速さ(反応度添加率[
/s])が大きいほど、第1ピーク出力が大きくなる。この第1ピーク出力を簡単に計算する手法として提案されている式と、新しく導いた非線形の温度フィードバック反応度を考慮した式を、過渡臨界実験装置TRACYのRamp Feed実験のデータに適用し、計算結果および実験結果を相互に比較した。いずれの式も実験結果に近い値を示している。第1ピーク出力の簡易評価手法が整備されることで、直接線による被ばくの評価やそれを防ぐための遮蔽の厚さの検討を容易にすることが期待できる。
山根 祐一
no journal, ,
瞬時の反応度添加による臨界事故が生じた場合に出力の第1ピークにおいて放出される核分裂エネルギーについて、温度フィードバック反応度の非線形な温度依存性を温度上昇の2次まで考慮した近似式を導出した。TRACY実験等で得られたデータに適用したところ、実験結果をよく再現することが明らかとなった。
山根 祐一
no journal, ,
瞬時の反応度添加による臨界事故が生じた場合の出力について、第1ピークに続いて現れる単調減少の初期値を添加反応度等の関数として表す式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。一点炉動特性コードAGNESによる数値計算で得られたデータと比較し、両者の差が15%程度以下であることを確認した。
