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論文

Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

論文

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月($$sim$$10$$^{17}$$ fissions/cm$$^{3}$$)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; JAEA's calculation results

高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び$$gamma$$線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; Benchmark results and comparisons

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Vanier, M.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Chenu, A.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN,原子力機構, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは、「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果を基に、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

論文

Benchmark calculations on control rod withdrawal tests performed during Phenix End-of-Life experiments

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Semenov, M.*; Taiwo, T.*; et al.

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04

2009年に仏Phenix炉のEnd-of-Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を把握することを目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し、本CRPを進めている。ここでは「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果をもとに、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

Control rod worth evaluation for the Monju restart core

高野 和也; 福島 昌宏; 羽様 平; 鈴木 隆之

Nuclear Technology, 179(2), p.266 - 285, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

高速増殖原型炉もんじゅ再起動炉心において2010年5月に実施した制御棒価値測定について、最確値評価とその誤差を最も詳細なレベルで実施した。また、1994年9月に実施した制御棒価値測定に対しても、同レベルの詳細度にて再評価した。同炉心における制御棒間及び前回炉心と再起動炉心間における誤差の相関についても定量的に評価した。評価した最確値及び誤差に基づき、JENDL-3.3及びJENDL-4.0を用いて解析精度を確認した結果、径方向位置及び$$^{10}$$B装荷量によらず、いずれの制御棒に対しても2%以内の精度で解析できることがわかった。解析精度のさらなる改善のためには、遅発中性子割合の誤差を低減することが有効である。

論文

Adjustment of $$^{241}$$Am cross section with Monju reactor physics data

羽様 平; 高野 和也; 北野 彰洋

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.1527 - 1535, 2011/05

2010年5月にもんじゅは14年ぶりに性能試験を再開した。中断期間の$$^{241}$$Puの崩壊により炉心平均で1.5wt%の$$^{241}$$Amが蓄積している。再開した性能試験で得られた炉物理試験データを炉定数の調整に使用し、その効果を評価した。核データにはJENDL-3.3とJENDL-4.0の2種類を使用した。検討の結果、中断前後の2個の臨界性データを炉定数調整に適用すれば、$$^{241}$$Amの捕獲断面積を効果的に調整でき、JENDL-3.0ベースの調整結果は、JENDL-4.0ベースの調整前及び調整後の断面積と同様の結果となることを確認した。

論文

Monju core physics test analysis with JAEA's calculation system

高野 和也; 杉野 和輝; 毛利 哲也; 岸本 安史*; 宇佐美 晋

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

本検討では、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を検証することを目的とし、複数の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII)と、JAEAの標準解析手法に基づき、「もんじゅ」の炉物理試験解析(臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数)を実施した。また、感度解析を実施し、核データライブラリの違いによる影響を詳細に分析した。その結果、いずれの核特性においても、JENDL-3.3による解析結果は実験値と良い一致を示し、その他の核データライブラリと同等以上の精度を有していることが確認された。これより、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を確認することができた。感度解析の結果からは、「もんじゅ」は実機炉心の特性を活かして、高次Puの断面積や自己しゃへい効果の温度依存性の検証に非常に有効であることがわかった。

口頭

「もんじゅ」性能試験解析の群定数間比較

高野 和也; 佐藤 若英; 宇佐美 晋; 西 裕士

no journal, , 

「もんじゅ」では、炉心解析手法の高度化による核特性予測精度向上の可能性を検討中である。ここでは、原子力機構にて開発及び整備を進めている核データライブラリJENDL-3.2, 3.3及び欧州における核データライブラリJEFF3.1に基づく高速炉用群定数(JFS-3-J3.2, JFS-3-J3.2R, JFS-3-J3.3, ADJ2000R, JFS-3-JEFF3.1)を用いて「もんじゅ」性能試験の炉物理試験解析を行い、群定数の違いによる影響を評価した。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-1; 全体計画

岡嶋 成晃; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*; 山根 剛; 森 貴正; 北村 康則; 福島 昌宏; 北野 彰洋; 安藤 真樹; et al.

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる測定技術を開発し、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて実証するとともに、その技術に基づく実機の計測システムの提案を文部科学省のエネルギー対策特別会計委託事業として実施している。本発表では、その研究の背景と目的,研究の概要を報告する。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),4; 中性子計装健全性確認

高野 和也; 宮川 高行; 池上 和律; 北野 彰洋

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、中性子検出器の健全性を確認するため、広域中性子計装(WRM)のプラトー特性,ディスクリ特性、及び線源領域中性子計装(SRM)と広域中性子計装(WRM)との両者のオーバーラップ領域及び比例関係を確認するとともに、前回性能試験の結果と比較,検討した。

口頭

炉心確認試験,4; 中性子計装健全性確認

高野 和也

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、炉心からの中性子を連続的に監視することが可能であることを確認するため、線源領域中性子計装(SRM)と広域領域中性子計装(WRM)をオーバーラップ領域の確認及び両者の比例関係を比較するとともに、前回性能試験の結果と比較,検討した。

口頭

IAEA CRP on PHENIX End of Life Tests "Control rod withdrawal Tests"; Post calculation results by JAEA

高野 和也

no journal, , 

Phenix End-of-Life試験の「Control rod withdrawal Test」にかかわるIAEA-CRPにおいて、試験後解析を行った。解析項目は、臨界性,制御棒価値,中性子束分布(最大、軸方向領域ごと平均),集合体出力である。解析した結果、臨界状態の炉に対し、K$$_{rm eff}$$は約1.005となった。また、制御棒価値(全制御棒合計)は約7.5%$$delta$$k/kであった。制御棒位置に偏差がない状態と偏差をつけた状態との比較において、集合体出力は最大+12%の増加が確認された。同様の状態に対して測定された、各集合体出力の変化幅と比較すると、測定と解析はおおむね$$pm$$2%以内で一致した。

口頭

Results of Monju zero power reactor physics test

毛利 哲也; 高野 和也; 北野 彰洋; 諸橋 裕子; 加藤 優子; 矢吹 健太郎; 宮川 高行; 大川内 靖; 羽様 平

no journal, , 

「もんじゅ」は2010年5月6日に、約14年5か月の停止期間を経て試運転を開始し、同年7月22日まで炉心確認試験を実施した。停止中の約14年の間に、炉心の燃料にはAm-241が蓄積している。このため、Am-241を比較的多く含んだ炉心の炉物理特性データを取得することができる。試験ではおもに、臨界性,制御棒価値,温度係数が測定された。臨界性については、臨界となったときの制御棒位置は事前の予測の範囲内であり、Am-241を含んだ炉心の臨界性の予測制度は良好であることが確認できた。制御棒価値については、中心制御棒であるCCR1をペリオド法で、その他の制御棒を置換法で測定した。温度係数については、測定値は前回性能試験と比べて、絶対値が減少していることが確認された。これは燃料交換等による燃料の組成変化が影響していると考えられ、おもに、Pu-239, Pu-241, Am-241の寄与が大きいと考えられる。

口頭

新規制に対応した高速炉のSA対策,3; 炉心・使用済燃料体損傷防止対策の有効性評価

山田 文昭; 栗坂 健一; 高野 和也; 毛利 哲也

no journal, , 

研究開発段階のナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える炉心及び使用済燃料体の重大事故に至るおそれのある事故ついて、新規制基準を踏まえて、重要事故シーケンス選定とその防止対策を提案し、対策が損傷防止に有効である見通しを得た。

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