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論文

Critical experiments using an axially heterogeneous assembly and their analysis

弘田 実彌; 中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章

Nuclear Science and Engineering, 87, p.252 - 261, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.39(Nuclear Science & Technology)

非均質LMFBR炉心の実験的研究を軸方向に非均質構造をもつFCAVII-3集合体を使用して行なった。これらの集合体に挿入された内部ブランケットは組成、配置および厚さにおいて異なるものである。解析にはJAERI-FastセットVersion IIと2次元(R-Z)拡散コードを使用し、輸送効果を評価するためにS$$_{4}$$計算を行なった。計算と実験結果の比較によって、固有値と炉心中のPuサンプル価値は均質集合体では良く再現されるが、非均質集合体では過小評価されることが明らかになった。非均質集合体における$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの捕獲率は、内部ブランケット中では炉心に較べて過小評価されている。非均質および均質集合体間での観測されたNaボイド価値の予測における不一致を解決するためにはさらに研究を行うことが必要である。

論文

An Experimental study of reactivity change and flux distortion in simulated LMFBR meltdown cores

中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌

Nuclear Science and Engineering, 87, p.283 - 294, 1984/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:47.42(Nuclear Science & Technology)

高速炉の炉心溶融時における反応度効果の計算方法を評価・検討する目的でFCA VIII-2集合体により一連の実験を行った。本研究では、事故シーケンスにしたがった模擬実験よりは、むしろ単純化されたモデルにおいて反応度変化と中性子束分布を系統的に測定することに重点が置かれた。実験解析にはJAERI-Fast Set Version-IIを用いた。S$$_{4}$$P$$_{0}$$近似による輸送計算は反応度変化および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの核分裂率分布をかなり良く再現できるが反応度変化を過小評価する傾向がある。燃料スランピング領域が炉心中心から境界まで拡がるにつれてこの傾向が増す。

報告書

FCA VI-1集合体によるNaボイド実験とその解析; FCAによる高速原型炉模擬実験報告

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

JAERI-M-9931.pdf:1.34MB

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。

論文

原子炉雑音解析の安全関連応用における最近の進歩

弘田 実彌; 篠原 慶邦; 斉藤 慶一*; 黒田 義輝*; 福西 宏有*; 西原 英晃*; 藤田 祐志*; 角田 十三男*; 田村 誠司*; 須田 信英*

日本原子力学会誌, 24(3), p.188 - 198, 1982/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子炉雑音解析の安全関連応用における最近の進歩を、1981年10月に東京で開催された第3回原子炉雑音専門家会合(SMORN-III)で発表された論文を中心にレビューした。ARモデルの応用、コヒーレンス解析およびパターン認識技法における進歩は1977年のSMORN-II以後著しい。炉雑音解析にもとづく原子炉診断システムの開発も進み、原子力発電プラントへの安全関連応用における実際的経験が蓄積されつつある。PWRにおける内部構造物の振動の定量的監視、BWRにおける炉心安定性や制御系特性の診断など、その進歩は注目に値する。また、LMFBRにおけるナトリウム沸騰検出のため、音響法も改良されてきた。さらに、SMORN-IIIと関連して日本が実施した炉雑音解析ベンチマークテストは成功し、ベンチマークテストの第2段階へ進むことが可能となった。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の解析

角田 弘和*; 中野 正文; 弘田 実彌

JAERI-M 9091, 50 Pages, 1980/10

JAERI-M-9091.pdf:1.43MB

FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S$$_{N}$$)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。炉定数はJAERI FAST VersionIIから作成した。燃料スランピング体系での核分裂率については、拡散計算はポイド領域のみならず高密度燃料領域でも実験値を再現しない。一方輸送計算はS$$_{4}$$Po近似でも実験値と比較的良く一致する。ポイド領域の拡散係数を変更して用いる修正拡散法は、燃料移動に伴う中性子束分布の変化については、さほどの改善をもたらさない。Puサンプル反応度価値についても、拡散計算では不十分であり、輸送計算によって不一致の改善がなされる。しかし、一部には依然不一致の問題が残り、より詳細な検討が必要である。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の測定

中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌

JAERI-M 9090, 34 Pages, 1980/09

JAERI-M-9090.pdf:1.06MB

FCA VIII-2集合体による炉心溶融模擬体系において、核分裂率およびサンプル反応度価値を測定し、高速炉の燃料スランピングに伴う中性子束分布の歪みを検討した。実験は燃料移動領域の軸方向位置およびその大きさの異る合計4種類のパターンについて行われた。燃料スランピング領域は炉心中心の3$$times$$3引出し(等価半径9.3cm)である。一連の実験から次のことが明らかになった。I)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布の歪みは最大40%で、その値は高密度燃料領域とポイド領域でほぼ等しい。II)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U核分裂率分布の歪みは大きくないがポイド領域の外側境界付近で正のピークを示す。III)スペクトルの指標となる核分裂比F8/F5の歪みは燃料移動領域を越えて軸方向ブランケット内までゆるやかに拡がる。IV)Puサンプル反応度価値分布は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布と同様の歪みを示す。

報告書

FCA V-1集合体の臨界実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 山岸 耕二郎; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; et al.

JAERI-M 9059, 32 Pages, 1980/09

JAERI-M-9059.pdf:0.9MB

FCAでは高速原研炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。最初の物理的なモックアップであるVI-1集合体は「もんじゅ」の外側炉心の組成を模擬した試験領域を$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uのドライバーでとりかこんだゾーン型である。非均質臨界量、バンチング効果、中心における核分裂比および核分裂率の半径方向分布について研究が行われた。現在までに得られた解析結果に関するかぎり、実験値と計算値は、ブランケットにおける核分裂率分布の問題を除いて満足すべき一致を示している。

報告書

FCAV-2-R集合体における反射体効果実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; 金賀 寿雄; et al.

JAERI-M 9058, 11 Pages, 1980/09

JAERI-M-9058.pdf:0.46MB

高速実験炉「常陽」のMK-II炉心計画のため、V-2-R集合体によって不銹鋼反射体が臨界量、反応度価値および核分裂率に与える効果について研究を行った。その結果、断面積セットによって臨界性の評価にかなり大きい差異が存在すること、中心反応度価値における矛盾が未だ残されていること、および炉心・反射体境界近傍での詳細な取扱いが肝要であることなどが明白となった。

報告書

FCA V-3-B集合体におけるブランケット効果実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 前川 洋; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 松野 義明*; 洲崎 輝雄; 春山 満夫

JAERI-M 9057, 25 Pages, 1980/09

JAERI-M-9057.pdf:0.69MB

高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、一連のV-3-B集合体によってブランケット組成が核特性、とくに臨界量核分裂率分布およびB$$_{4}$$C模擬制御棒に与える効果について研究を行った。実験に使用したブランケット組成は、酸素を多く含むものおよびナトリウムを多く含む模擬ブランケットである。天然ウラン金属ブランケット(V-3集合体)の場合との詳細な比較が本報告においてなされている。

報告書

FCA V-3,V-3BおよびV-2-R集合体の核分裂率分布

溝尾 宣辰; 小川 弘伸; 小林 圭二*; 前川 洋; 松野 義明*; 三田 敏男*; 藤崎 伸吾; 弘田 実彌

JAERI-M 9056, 38 Pages, 1980/09

JAERI-M-9056.pdf:1.14MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬体系であるV-3,V-3B1,V-3B3,V-3B4,V-3B5およびV-2-R集合体における核分裂率分布の測定と解析を行った。測定は、劣化ウラン、濃縮ウランおよびプルトニウムの小型核分裂計数管を使用して、径方向の分布を求めたものである。上記の各集合体においては、炉心構成物質は同一であるが、ブランケット組成が天然ウラン金属、酸化物ウランと減速材およびSUSなどと異なっていることから、炉心内での分布の変化は小さいが、ブランケット領域においては大きな相異がみられた。解析はJAERI-FAST2を用いて1次元および2次元の拡散計算である。計算値対実験値(C/E)は、炉心内ではよい一致を示したが、ブランケット領域では従来どおり1.0より小さくなる傾向を示した。これに対し、実験孔内でのストリーミング効果および空格子の取扱いに対する補正を行うことにより、C/Eの1.0からのずれが大巾に改善されることを示した。

報告書

FCA V-3集合体におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒実験と解析

溝尾 宣辰; 松野 義明*; 前川 洋; 飯島 勉; 小林 圭二*; 中村 知夫; 弘田 実彌

JAERI-M 9055, 63 Pages, 1980/09

JAERI-M-9055.pdf:2.07MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬実験を目的として構成されたFCA V-3集合体において、B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。V-3集合体は「常陽」とブランケット組成に大きな差異がある上、実験に使用するB$$_{4}$$C模擬制御棒も常陽のそれの1/2サイズである。したがって、われわれは計算値対実験値(C/E)の存在する範囲を追求することにより、「常陽」の設計計算方式の妥当性を検定し、設計精度の向上に資することとした。模擬制御棒価値は、実験では系の末臨界度を中性子源増培法によって測定し、一方計算値はJAERI-FAST Version2を用い、均質拡散近似で求めた。ただし、模擬制御棒領域の実効断面積は衝突確率法によってあらかじめ求めたものを用いた。本研究で取扱った未臨界度は-6%$$Delta$$k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収まっていることが判明した。

報告書

FCA V-1集合体におけるナトリウムボイド実験と解析

三村 泰*; 平川 直弘*; 松野 義明*; 安野 武彦; 溝尾 宣辰; 弘田 実彌

JAERI-M 9053, 37 Pages, 1980/09

JAERI-M-9053.pdf:1.06MB

高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、FCA V-1集合体においてナトリウムポイド効果に関する実験と解析を行った。ナトリウムポイドは50.8$$times$$50.8$$times$$6.3mm$$^{3}$$のナトリウム缶をポイド缶に置換することにより構成し、反応度の変化を小さい場合には制卸棒により、大きい場合には未臨界法によって測定した。解析は主としてJAERI-FASTセットを用いた1次元計算を行い、一部についてABBNセットを用いた。得られた主要な結果は以下のようである。(1)単チャンネルポイド効果の径方向分布はほぼ平坦である。(2)単チャンネルおよび広領域ポイド効果の計算値は、ストリーミング効果を考慮した場合の実験値とかなりよく一致している。(3)軸方向ポイド効果のトラバースについては、中心部で計算値と実験値が大きな不一致を示している。

報告書

FCA V-2集合体における $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U 中性子捕獲率 の絶対測定

小林 圭二*; 溝尾 宣辰; 弘田 実彌

JAERI-M 9054, 29 Pages, 1980/08

JAERI-M-9054.pdf:0.86MB

高速実験炉「常陽」の物理的モックアップであるFCA V-2集合体において、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの中性子捕獲率の絶対測定を行った。捕獲生成物の放射能は、標準熱中佳子設備で照射された$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U箔によって較正されたGe(Li)検出器で絶対測定され、一方、較正された濃縮ウラン核分裂計数管によって$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの絶対核分裂率が測定された。その結果、V-2炉心の中心における$$^{2}$$$$^{8}$$$$sigma$$$$_{c}$$/$$^{2}$$$$^{5}$$$$sigma$$$$_{f}$$の値として0.141$$pm$$3%が得られた。この値は、JAERI-FAST Version II、RCBNセットを用いた各計算値より大きい。

報告書

Experimental Study of LMFBR Heterogeneous Core at FCA

中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章; 弘田 実彌

JAERI-M 8117, 18 Pages, 1979/03

JAERI-M-8117.pdf:0.66MB

非均質高速炉心の核特性評価に関する基礎研究としてFcAVII-3集合体により一連の実験を行った。実験体系は炉心中心に盤状の内部ブランケット(IB)を入れた単純形状の円筒炉心であり、IBの組成や厚みを変えて、臨界性、Naポイド効果、サンプル反応度価値、反応率分布等を系統的に測定した。IB中心から炉心中央までのNaポイド効果は、IB内の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$UPu原子数密度の増加とともに減少する傾向が観測されたが、その変化はIBの組成にはあまり敏感ではない。IBの厚さが20cmから40cmに増すと炉心領域のNaポイド効果は約35%の減少を示した。IB厚さ30cmのFcAVII-3-1集合体について、JAERI-Fast VersionII、拡散近似による解析を行い測定値と比較した。計算値は低エネルギに感度の高い$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n,$$alpha$$)等をIBで過少評価する。Puサンプル反応度価値の計算値は炉心領域の測定値をよく再現できない。Naポイド効果のC/E値はIBと炉心の境界で20%以上の不連続性を示した。

報告書

FCA VI-2集合体の臨界実験; FCAによる高速原型炉模擬実験研究報告

飯島 勉; 弘田 実彌; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 藤崎 伸吾; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 山岸 耕二郎; 三田 敏男*; M.Cho*

JAERI-M 7888, 50 Pages, 1978/10

JAERI-M-7888.pdf:1.1MB

FCAでは高遠原型炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。FCAVI-2集合体はVI-1集合体に続くその物理的モックアップ炉心の一つで、VI-1が「もんじゅ」の外側炉心のモックアップであったのに対し、VI-2は「もんじゅ」の内側炉心の組成を模擬した試験領域を、U-235を燃料とするドライバーで取り囲んだゾーン系である。VI-2集合体では昭和48年3月から49年4月まで1年以上にわたって種々の実験が行われたが、本報告はそれらのうち非均質臨界量、特性試験、プルトニウム高次同位元素の効果、サンプル反応度価値空間分布、核分裂比および核分裂率分布、燃料板パンチング効果、模擬ブランケット効果、ピン状燃料アッセンブリーによるピン-プレートの比較など主として臨界性に関する実験結果についてまとめたものである。

報告書

FCA V-2集合体の臨界量と特性試験; FCAによる高速実験炉模擬実験研究報告

飯島 勉; 向山 武彦; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 前川 洋; 弘田 実彌; 小西 俊雄*; 小林 圭二*; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; et al.

JAERI-M 7887, 48 Pages, 1978/10

JAERI-M-7887.pdf:1.44MB

FCA V-2集合体はV-1集合体に続くJOYOの物理的モックアップ炉心で昭和45年10月23日臨界に達した。この集合体は、この次に行なわれるJOYOの制御棒およびブランケットに関する工学的モックアップ炉心V-3集合体のクリーン炉心であって、そのための基礎データをとることと、V-1集合体におけるデータ共にJOYO炉心の核設計に資することを目的としている。これらの目的のため、本集合体ではV-1集合体と同様多くの項目の実験が行なわれているが、本報告はそれらのうち、臨界量および特性試験関係について述べたものである。一連の補正を施した後の均質円筒炉心の臨界質量は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu+$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Pu(91.40+-0.28)kg及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(1215.05+-0.38)となった。各種の断面積セットによる臨界性の計算値と比較されたが、Sn補正、形状因子補正を施した後の値でみると、JAERI-Fast original、同Version、RCBN、ABBN各セットによる実効増倍係数は実験値に対し夫々-0.18、+1.26、-0.28、+2.92%$$Delta$$Kの違いをみせた。

報告書

FCA-1集合体による非均質効果実験; FCAによる高速実験炉模擬実験報告

溝尾 宣辰; 白方 敬章; 野本 昭二; 安野 武彦; 弘田 実彌; 小西 俊雄*

JAERI-M 7886, 39 Pages, 1978/10

JAERI-M-7886.pdf:1.37MB

V-1集合休は高速実験炉「常陽」のモックアップのためにくまれた炉心である。この炉心の非均質効果を調べるためにBunching実験を行った。炉心の一部分の領域のBunching実験値より、それらの単純な算術和によって炉心全体のBunching効果を推定して、Bunching領域の大きさと炉心全体のBunching効果の推定値との関係を実験的に調べた。すなわち、円筒型炉心の動径上の数点において、抽出し全体をBunchingして、Bunching効果のr-dependenceを測定し(十字形実験)、炉心中心抽出しの1packづつをBunchingしてz-dependenceを測定した(Single Pack Bunching実験)。さらに、炉心内中性子の輸送についての異方性を考慮して、X-Y-Zの直交座標系の軸上数packをBunchingして、各軸上におけるBunching効果の空間依存性を調べ(Zone Bunching実験)、最後に炉心全体のBunchingを行った(Bulk Bunching実験)。

報告書

FCA V-1集合体の特性試験と臨界質量

平川 直弘; 向山 武彦; 白方 敬章; 野本 昭二; 弘田 実彌; 松田 義明*; 小西 俊雄*

JAERI-M 7882, 47 Pages, 1978/10

JAERI-M-7882.pdf:1.46MB

FCA V-1集合体は昭和45年2月28日に臨界に達した。この集合休はFCAでJOYOのモックアップとして実施を予定されている一連の集合休のうち、最初の物理モックアップ集合体である。この集合体の組成はFCAの手持ちの燃料、模擬物質によって炉心中心のスペクトルが、JOYOのスペクトルになるべく近くなるよう定められた。実験に際しては、これがFCAにおける最初のPu装荷炉心であるため、自発核分裂効果、$$alpha$$崩壊に伴う発熱の効果等の影響に対して注意が払われた。臨界後中性子源孔をなくしたV-1-B集合体において、一連の補正実験が行われ、臨界量がPu$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$$$^{+}$$$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$64.7+-0.3kgおよびU$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$118.2+-0.6kgと決定された。この値は1次元及び2次元の拡散計算と比較され、ABBNセットを用いた場合には実験値より9%小さい臨界量を与え、JAERI-FASTを用いた場合には6%大きい臨界量を与えた。S$$_{4}$$法によるとABBNセットの計算値は拡散計算より1.8%小さくなった。

論文

Application of coarse-mesh rebalance acceleration to Monte Carlo eigenvalue problems

朝岡 卓見; 中原 康明; 堀上 邦彦; 西田 雄彦; 鈴木 忠和; 田次 邑吉; 宮坂 駿一; 弘田 実彌

Nuclear Science and Engineering, 59(4), p.326 - 336, 1976/04

 被引用回数:3

モンテカルロ法で原子炉体系の固有値を求める際の反復計算過程の収束加速のため、粗メッシュ再釣合法が導入された。1バッチの中性子ヒストリーについての計算終了毎に、原子炉の各粗メッシュ領域で中性子の釣合が保たれるように中性子束に掛けられる因子が計算される。この再釣合因子を、次のバッチ計算の最初に、各粗メッシュ領域の核分裂中性子源の重み(強度)に掛ける。この粗メッシュ再釣合法を使った計算例は、この方法が各粗メッシュについての中性子源とか損失を、通常のモンテカルロ計算より正しく求める、新しいサンプリング法であることを示している。

報告書

ARCADIA: A Comprehensive semi-automated system for cross section evaluation utilizing integral measurements

黒井 英雄; 中村 康弘; 小沼 吉男; 小山 謹二; 東稔 達三; 弘田 実彌

JAERI 1241, 31 Pages, 1976/02

JAERI-1241.pdf:3.14MB

核断面積データの評価できるだけ公正に実施できる方法として我々は最小自乗法による核断面積データの修正を利用してきている。この様な最小自乗法による核断面積データの評価を実行する場合に多くの非均質的な多くの非能率的な手順を自動化する為、CRTディスプレイ、ライトセンシチィブペン及び計算器を組み合わせたオンラインシステムARCADIAを開発した。このARCADIAによって1950群核断面積ライブラリAGLIのデータの表示、修正及びCCDN NEUDADAに内臓されている種々の核断面積測定との比較検討等を自動的に行うことができる。現在このARCADIAシステムによるAGLIライブラリの修正がひんぱんに実施され、本システムの核断面積データ評価作業における有効性が実施されている。

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