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深谷 裕司; 中川 繁昭; 後藤 実; 石塚 悦男; 川上 悟; 上坂 貴洋; 守田 圭介; 佐野 忠史*
KURNS Progress Report 2018, P. 148, 2019/08
日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核設計予測手法の高度化を目的とした研究開発を始めた。商用高温ガス炉初号基のためのフルスケールモックアップ試験を回避できる可能性がある一般化バイアス因子法の導入と高温ガス炉体系への炉雑音解析の導入を目的とする。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速体系炉心を京都大学臨界実験装置KUCAのB架台に新たに構築した。この炉心は一般化バイアス因子法を用いるための参照炉心としての役割を果たし、この炉心では、炉雑音解析手法開発に必要な炉雑音の測定も行っている。それに加え、HTTR運転員の保安教育も行った。
Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).
藤本 望*; 守田 圭介*; 深谷 裕司
no journal, ,
ORIGENは燃料での核種生成・消滅挙動の評価に広く用いられており、各種の炉を対象としたライブラリが整備されてきている。しかしながら、高温ガス炉用のライブラリはほとんど整備されていない。高温ガス炉は黒鉛減速体系であり、また炉心の温度も高いことから、軽水炉とは異なった核種生成・消滅挙動になることが考えられる。そこで、高温ガス炉用ORIGENライブラリを作成し解析を行い、軽水炉用ライブラリの結果と比較した。
守田 圭介*; 藤本 望*; 深谷 裕司; 本多 友貴
no journal, ,
高温ガス炉燃料の核種生成・崩壊挙動への影響評価の一つとして、高温ガス炉用のORIGENライブラリを作成し、温度及び濃縮度の影響評価を行った。その結果、核種の生成量などに対して濃縮度の影響は小さく、減速材温度の影響が大きいことを確認した。
