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羽様 平; 河野 直実; 堀切 守人; 佐藤 成二*; 八谷 雄喜*; 細田 淳司*
JNC TN9450 2003-005, 908 Pages, 2003/06
JNC-TN9450-2003-005.pdf:38.35MB
本資料は,核燃料サイクル開発機構大洗工学センター重水臨界実験装置(DCA)で実施した臨界実験データを,炉物理研究に携わる専門家等が活用できるようにすることを目的として取りまとめデータベース化したものである。臨界実験データは,昭和45年4月から平成11年11月までのDCA炉心証明書351件を対象に,臨界到達時の基本データ(重水水位,炉心配置等)を抽出し取りまとめた。臨界実験の件数としては,ATRの炉物理研究開発のための臨界実験が270件,未臨界度測定技術の開発のための臨界実験が75件で,合計345件を抽出した。この臨界実験345件を対象に,炉心構造,燃料構成,冷却材,減速材,炉心配置図等について1件毎に整理するとともに,系統的に一覧表として取りまとめた。また,以上のような取りまとめ結果をデータベース化した。データベースはマイクロソフト・エクセルで作成されており,臨界実験データを検索・閲覧できるとともに,核計算用入力定数等も参照できるものとした。
相原 永史; 福村 信男; 角谷 浩亨*; 八谷 雄喜
Nuclear Science and Engineering, 109, p.158 - 170, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.81(Nuclear Science & Technology)圧力管型原子炉の軸方向冷却材ボイド率分布の変化が、反応度に及ぼす影響を実験及び解析を通じて解明した。軸方向冷却材ボイド率の変化は、重水臨界実験装置を用い、圧力管内の冷却材(軽水)水位をステップ状に変化させることによって模擬した。実験体系には、ボイド反応度が正の25.0cm格子ピッチからなる炉心であり、反応度の部分的な冷却材水位変化に伴う変化を臨界重水水位の変化として測定した。この実験から、臨界重水水位は極大値と極小値を有する曲線的振舞いを示し、部分的な冷却材水位の領域で0%及び100%一様ボイド率の両炉心よりも正の反応度が投入されることが判明した。この特異な現象は、冷却材水位の変化に伴い炉内の中性子吸収量がゆるやかなS字状曲線で増大し、中性子漏洩量の線形的な減少に比べて異なることに起因することが解明された。
八谷 雄喜
PNC TN9530 89-012, 48 Pages, 1989/03
本報告は,大洗工学センター実験炉部,昭和63年度研究開発に係る業務実施報告をまとめたものである。
八谷 雄喜
PNC TN9530 88-020, 54 Pages, 1988/03
本報告は、大洗工学センター実験炉部、昭和62年度研究開発に係る実施報告をまとめたものである。(人員構成の内訳と予算は除外してある。)なお、本報告書の構成は、見開き左ページに昭和62年度業務実施計画を、右ページに昭和62年度業務実施報告を、各項目ごとに対比のできる形でとりまとめた。
奈良 義彦*; 八谷 雄喜*
PNC TN908 85-04, 14 Pages, 1985/08
高速増殖炉の開発には長期間と多大の資金を必要とする。開発は臨界実験装置,実験炉,原型炉,実証炉のステップを経て実用炉の完成となるが,各ステップにおいて投入された資金と得られた成果の関係は必ずしも定量的に評価できるものではない。特に各年度毎に,予算と成果を対比させようとすると,成果の金額換算は一層困難なものとなる。しかし投入資金と成果の明確化はもしできれば有意義である。本報告書は上記のテーマに対しての一つの試算である。この試算において,原型炉,実証炉を経て成果が表われる間接的なものには,実験炉の寄与の分担割合という概念を導入した。一般技術水準の上昇,メーカーや他産業からの寄与についても同じ概念で考慮したことになる。また,実用炉は他の原理例へば核融合などによる発電方式が実用化するまで幾基も建設され,実験炉常陽の成果の利用も継続的に累積していくわけであるが,本試算では実用炉1基分への寄与のみを計算することとし,30
40年間稼働するという控え目の前提をおいている。結果は,年間の予算が燃料費も含め約60億円であるのに対して,成果の金額換算は約10倍の750億となった。運転・保守の経験や技術に関しては,自主開発の意義だとか新技術に対する間接波及効果など金額算出困難なものが多く,本試算では一部のみ計上した。また,研究開発成果に対する常陽の分担割合の数値については今後各方面の方々との議論を期待したい。なお,今後開発成果をカウンタブルなものと,本質的にアンカウンタブルなものとに分けて整理していく予定である。
福村 信男*; 八谷 雄喜*; 若林 利男*
PNC TN941 84-106, 70 Pages, 1984/01
制御棒挿入時および制御棒引抜き時の冷却材ボイド係数の解析を行い,冷却材ボイド係数が制御棒挿入により負側に移行することを確認するとともに,そのメカニズムを解明するために「ふげん」炉心を対象にして検討した。「ふげん」第4サイクルBOC炉心では,制御棒パターンを変更して冷却材ボイド係数を測定しているので解析も第4サイクルBOCを対象にした。解析は,詳細解析コードシステムPHLOXを用いて行った。冷却材ボイド係数解析に必要な熱水力的諸量は,LPMの読取値から軸方向16点の出力分布を作成し,これを用いてHAPIコードにより求めた。この熱水力的諸量および燃焼度分布より三次元の格子定数を作成し,三次元炉心計算により再循環ポンプ切替前後の固有値を求めた。この値から,冷却材ボイド係数を導出した。今回の解析研究から次のことが明らかになった。制御棒を半挿入(41%)させた場合の冷却材ボイド係数は制御棒浅挿入(65%)の場合に比べ,約1.5
10-5
K/K/%ボイド負側に移行する。さらに,制御棒を深挿入(26%)させた場合冷却材ボイド係数は,制制棒浅挿入に比べ約310-5k/k/%ボイド負側に移行する。上記1),2)の結果より制御棒パターン改善により冷却材ボイド係数を改善するためには,制御棒により出力分布を大幅に変化させ,出力ピーキングを大きくし中性子のもれを増大させればよい。
福村 信男*; 若林 利男*; 戸村 和二*; 北山 一宏*; 金内 信*; 柴田 邦広*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 82-132, 54 Pages, 1982/06
36本型燃料クラスター格子の核特性把握及び核計算精度評価のため,DCA手持ちの「ふげん」28本型太径燃料棒からなる36本型クラスターを用いた臨界実験および解析を行った。実験に用いた炉心は、炉心中央部9体に054w/o-)PuO/2―UO/236本型クラスターを,周囲のドライバー領域には1.2w/oUO/228本型クラスター88体を装荷した25.0cmピッチの正方格子で,冷却材は軽水(0%ポイド)および空気(100%ボイド)である。測定した炉物理里は,格子パラメータであるウラン238の共鳴捕獲比
28,ウラン235の熱外核分裂比
25,プルトニウム239の熱外核分裂比49,ウラン238の高速核分裂比28およびプルトニウム235の核分裂比49/25である。これらの量は、プルトニウム箔,,濃縮ウラン箔,天然ウラン箔または劣化ウラン箔の裸状とカドミカバー状の2種類を用いた箔放射化法により求めた。解析は、「ふげん」炉心性能評価に用いている2次元衝突確率法に基づくWIMSコードにより行った。測定結果および解析結果を表に示す。表には燃料クラスターの平均値(cell)を示してある。
八谷 雄喜; 坂田 肇*; 角田 浩享*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(10), p.747 - 763, 1980/10
None
若林 利男*; 仁村 明人*; 皆月 功*; 草別 幸夫*; 戸村 和二*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 79-149, 76 Pages, 1979/09
プルトニウム燃料棒28本集合体を装荷した格子ピッチ25.0cmの炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定を,Dy―A1合金箔を用いた箔放射化法によっておこなった。使用したプルトニウム燃料は0.54wt%PuO/2―UO/2(スタンダードクレード)と0.87wt%PuO/2―UO/2(リアクターグレード)の2種類の燃料であった。冷却材ボイド率は0.54wt%PuO/2―UO/2燃料の場合が,0%,30%,70%の3種類で,0.87wt%PuO/2―UO/2燃料では0%と100%であった。また0.54wt%PuO/2―UO/2燃料で冷却材ボイド率が0%においては,重水減速材中にホウ素10が3.9ppm入った場合についても測定をおこなった。熱中性子束分布の測定誤差は冷却材中では+-3%,圧力管とカランドリア管の内側では+-2%,その他の燃料中および重水中では+-1.5%であった。▲今回の実験結果より,25.0cm格子ピッチにおける単位格子内熱中性子束分布の特性が集大成され,先に測定報告された22.5cm格子ピッチの実験結果との比較から熱中性子束分布の格子ピッチ依存性について明らかになった。LAMP―DCAコードによる計算との比較では,燃料クラスター平均では2%以内の差で実験値を再現しており,METHUSELAH―2コードの場合の8%よりもよい精度で求めることができることが確認された。これより,LAMP―DCAコードはプルトニウム燃料装荷ふげん型重水炉の持性評価に非常に有効であると考えられる。▲
若林 利男*; 仁柴 明人*; 福村 信男*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 75-112, 134 Pages, 1975/12
期間1972年8月1975年12月▲目的22.5cm格子ピッチのプルトニゥム燃料を装荷した炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定をおこない,核計算コードによる計算値との比較をおこなう。▲要旨プルトニウム燃料を装荷した22.5cm格子ピッチにおける単位格子内熱中性子束分布の測定を,Dy―A1合金箔を用いた箔放射化法によっておこなった。使用したプルトニウム燃料は0.54w/oPuO/2-UO/2,0.87w/oPuO/2-UO/2(スタンダードグレード),0.87w/oPuO/2-UO/2(リアクタークレード)の3種類の燃料であった。又,冷却材ボイド率は0.54w/oPuO/2-UO/2燃料の場合が,0%,30%,70%,100%の4種類で,その他の2つの燃料では,0%と100%だけであった。実験結果はNOAH―2コードとLAMP―DCAコードによる計算値と比較,検討された。▲熱中性子束分布の測定点は,燃料中,冷却材中,圧力管とカランドリア管の内側と外側,重水中であり,それぞれの測定誤差は冷却材中が+-3%,圧力管とカランドリア管が+-2%,その他は+-1.5%であった。これら詳細な部分の測定により,熱中性子束分布の様子がはっきりし,計算との比較もより精密におこなえるようになった。▲NOAH―2とLAMP―DCAによる計算値との比較では,LAMP―DCAによる計算値の方がNOAH―2の計算値より,実験値との一致が良いことが認められた。▲
角谷 浩亨*; 八谷 雄喜*; 坂田 肇*
PNC TN941 75-59, 37 Pages, 1975/05
期間1974年2月1日1975年3月31日▲目的DCAの昇温実験装置により得られたATR用クラスター燃料体の温度係数を原型炉「ふげん」の設計に使用した核計算コードMETHUSELAH―2により解析し,その計算精度の確認を行なう。▲要旨中心の1チャンネルを昇温した場合のDCA炉心の反応度変化が解析された。解析にあたっては,1)中心の昇温チャンネルが,SUS製の構造材であるため,囲りのドライバー領域のチャンネルと核特性がかなり異なること。2)高温領域には減速材がなく,熱中性子スペクトルは囲りの常温の重水より流入したものが保持されること,の二点に特に注意した。解析結果を表に示す。▲中心1チャンネル昇温の場合のDCA炉心の反応度係数(%k/k/C105)計算と実験の比較より,計算は実験の傾向,すなわち,濃縮度に対する変化の方向,燃料体系の場合300
をさかいに反応度係数が変化し,被覆管のみの体系では変化しないこと,等を説明することに成功している。しかし,数量的な一致は北5%濃縮の場合を除いて良いとは云えない。▲
仁柴 明人*; 若林 利男*; 戸村 和二*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 75-47, 26 Pages, 1975/05
期間1975年3月1975年5月▲目的二色混合型クラスタ燃料の局所出力ピーキング係数を箔放射化法により測定し,ピーキングが低減されることを実証する。またこの結果を設計コードNOAH―2と比較し,計算精度を評価する。▲要旨内側2層を0.87w/oPuO/2-UO/2,外側を0.54w/oPuO/2-UO/2とした2色混合型クラスタ燃料9体を炉心中央に,そのまわりに1.2w/oUO/2クラスタ燃料を,格子間隔22.5cm・冷却材ボイド率0%のDCA炉心に装荷した。この中心0チャンネル・クラスタの各層燃料棒内に挿入された濃縮ウラン箔とプルトニウム箔を照射後棒内から取り出し,箔内に生じた核分裂生成物からの
線を測定し,得られた比放射能分布から,2色混合型燃料の局所ピーキング係数を求めた。今回の箔放射化法による二色混合型クラスタ燃料の局所出力ピーキング係数
LPF
は▲LPF=1.08+-0.02▲となった。この結果は054Wめまたは0.87w/oPuO/2-UO/2の単色クラスタ燃料より大巾に改善されている。格子設計コードNOAH―2によるLPFの計算値は1.11となり2.8%過大評価していることがわかった。この計算誤差の原因は,プルトニウム239の共嶋吸収が正確に取り扱われていない,と推論される。▲
若林 利男*; 八谷 雄喜*; 福村 信男*
PNC TN941 74-82, 116 Pages, 1974/12
期間1973年9月1974年7月▲目的クラスター型炉心における材料バックリングを求める万法として中性子束分布測定法を用い,その方法の確立と有用性について論じる。▲要旨▲クラスター型炉心における材料バックリングを求める方法として中性子束分布測定法に注目し,その方法の確立と有用性について,METIIUSELAH―2コードによる計算値,置換法による実験値との比較より論じた。▲本研究で使用したフィッティング法により各種体系での材料バックリングを求めた結果,フイッティング法による材料バックリングの導出は十分精度よくおこなえることが示された。▲また,2領域炉心の中心領域での材料バックリングの導出についても十分精度よく求まることが示され,フィッティング法の有用性が認められた。▲
若林 利男*; 福村 信男*; 仁柴 明人*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 74-77, 48 Pages, 1974/11
期間1974年4月1974年6月▲目的0.87w/oPuO/2―UO/2(スタンダードグレード)燃料を装荷した炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定をおこない,0.54w/oPuO/2―UO/2燃料における実験結果,ならびに核計算コードによる計算値との比較をおこなう。▲要旨▲0.87w/oPuO/2―UO/2(スタンダードグレード)燃料を装荷した22.5cmピッチ炉心において,冷却材ポイド率を0%,100%にした場合の単位格子内熱中性子束分布をDy―A-合金箔を用いた箔放射化法によって求めた。また前回おこなわれた0.54w/oPuO/2―UO/2燃料における実験結果,ならびにNOAH―2コードによる計算値との比較もおこなった。▲今回の実験結果は,前回の0.54w/oPuO/2―UO/2燃料における実験結果とほぼ同じ程度の実験精度で求まり,プルトニウム燃料炉心における単位格子内熱中性子束分布の側定方法が確立した。▲NOAH―2による計算値との比較では,100%ボイドにおける実験値より0%ボイドの実験がよく一致した。▲
若林 利男*; 飯島 一敬*; 八谷 雄喜*; 福村 信男*; 仁柴 明人*
PNC TN941 74-26, 46 Pages, 1974/06
[期間] 1972年8月日1973年9月 日、[目的] プルトニウム燃料を装荷した炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定をおこない,「ふげん」の核設計に使用されているコードとの比較をおこなう。[要旨] 0.54w/oPuO-UO/2燃料を装荷した22.5cmピッチ炉心において,冷却材ボイド率を0%,30%,70%,100%にした場合の単位格子内の熱中性子束分布をDy-A1合金箔を用いた箔放射化法によって求めた。またNOAH―2コードによる計算値との比較もおこなった。▲重水中の熱中性子束分布の精度が新しい測定用具を使用したたか向上し,また新しく圧力管内側,カランドリア管内側での測定により圧力管,カランドリア管における熱中性子束分布の様子がはっきりし計算との比較もより精密におこなえるようになった。▲NOAH-2による計算値との比較では、0%, 30%, 70%ボイドにおける実験値より100%ボイドの実験値がよく一致した。
