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成宮 祥介*; 平野 光将*; 平野 雅司
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05
過去30年に渡り、世界各国で、シビアアクシデントに関する研究や確率論的安全評価(PSA)技術の開発や適用が進められ、多くの成果が得られてきた。こうした成果と経験をもとに、我が国でもリスク情報を活用した意思決定(RIDM)に向かう必要がある。日本原子力学会では、こうした流れの中で、RIDMに関する実施基準を策定してきた。本報では、当該実施基準の背景及び主な内容についてまとめる。
中川 繁昭; 三竹 晋*; 大橋 一孝*; 平野 光将
JAERI-M 89-013, 44 Pages, 1989/02
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心特性動特性解析コードBLOOST-J2の概要についてまとめたものである。本コードでは、核動特性計算は1点近似動特性方程式を解いており、伝熱計算は2次元非定常熱伝導方程式を解いている。
國富 一彦; 中川 繁昭; 鈴木 勝男; 和田 穂積*; 平野 光将
JAERI-M 89-001, 34 Pages, 1989/02
2次元熱計算コードTAC-NCは、高温工学試験研究炉(HTTR)の1次冷却設備二重管破断事故(減圧事故)などの温度分布解析のために、非定常温度挙動を解析する計算コードTAC-2Dの解析モデルを拡張し、自然循環量の計算ができるようにしたものである。本報は、上記の解析モデルとTAC-NCの検証解析の結果をまとめたものである。検証解析としては、HTTRの配管破断を模擬した配管破断時空気浸入実験との比較検討を行った。その結果、温度分布及び自然循環とも、検証解析結果は実験結果とよく一致し、モデル及び使用したデータの妥当性が確認された。
沢 和弘; 藤井 貞夫*; 塩沢 周策; 平野 光将
JAERI-M 88-258, 45 Pages, 1988/12
高温工学試験研究炉の通常運転時における被覆燃料粒子の破損及び希ガス、よう素の放出率を評価するための解析モデル及び評価式についてまとめた。又、本解析モデル及び評価式に基づいて算出した希ガス、よう素の放出率は、第5次OGL-1燃料体照射試験結果と良い一致を見た。従って、本解析モデル及び評価式を用いた評価法は、HTTRの設計に十分適用できるとの結論を得た。
見上 寿*; 鈴木 勝男; 三竹 晋*; 平野 光将
JAERI-M 88-256, 47 Pages, 1988/12
本コードは、高温ガス炉の事故発生後の炉心温度挙動を入力とし、被覆燃料粒子の破損割合、核分裂生成物(FP)の被覆燃料粒子、燃料コンパクト及び黒鉛スリーブからの放出率、FPの崩壊過程を考慮して炉心からのFP放出量の解析を行うものである。計算上取扱える核種は50崩壊連鎖、149核種であり、安全解析上重要と考えられる全ての核種を含んでいる。また、崩壊定数、崩壊分岐率等のFPの定数、被覆燃料粒子からのFP放出率、黒鉛中の拡散係数などが、全て計算コード内に内蔵されている。本コードは、高温工学試験研究炉(HTTR)の減圧事故後の炉心の温度変化によって炉心から追加放出されるFPの放出量解析に用いている。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 平野 光将; 宮本 喜晟
JAERI-M 85-187, 98 Pages, 1985/11
本報告は、多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)の炉心熱設計に関して、設計条件、設計基準、設計手法、設計データ及び炉心熱流動特性の検討結果についてまとめたものである。結果は以下の通りである。(1)燃焼を通して燃料最高温度は公称値で1311
C、システマテックな工学的不確かさを考慮した温度で1449Cである。(2)燃料チャンネルの冷却材最小レイノルズ数は、約3750である。(3)上記条件下で、燃焼に伴なう燃料核移動や内圧上昇による被覆燃料粒子の新たな破損は生じない。(4)炉心部の冷却材圧力損失は、0.07kg/cm
以下である。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 村上 知行*; 平野 光将; 宮本 喜晟
JAERI-M 85-184, 105 Pages, 1985/11
多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)炉心の有効流量(燃料チャンネルからの除熱に有効に寄与する冷却材線量)を、燃料体ブロック水平面間ギャップの発生に起因するクロス流れ並びに、固定反射体及ひ高温プレナムブロック等のブロック間シール構造と漏れ流れとの関連において検討した。燃料チャンネルからの除熱に有効な冷却材流量の原子炉全流量に対する割合として定義される炉心有効流量割合は、燃焼初期状態において約82%であり、燃焼が進むとわずかに減少するが、燃焼末期(425日)でも約81%である。また、燃料カラム内の各燃料チャンネルへの冷却材流量配分は、燃焼末期の炉心周辺部のカラムで最小となり、その割合はカラム平均チャンネル流量の98%である。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 村上 知行*; 元木 保男; 平野 光将; 荒井 長利; 宮本 喜晟; 三木 俊也*
JAERI-M 85-183, 129 Pages, 1985/11
多目的高温ガス実験炉では炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を評価するために実施した空気による流動試験と、実験炉の炉内流動解析に使用するシール性能データの検討とについて報告したものである。結果を以下に示す。(1)固定反射体体および高温プレナムブロック間シール部を構成する基本ユニットの実寸モデルを用いた試験により、シール部の段差、隙間をパラメータに差圧と漏れ流量との関係を明らかにした。(2)基本ユニットを組合わせた実機と同じ構成のシール構造を用いた試験により、差圧と流量との関係を明らかにした。また、基本ユニット試験の結果に基づき、漏れ流量を推定できることを示した。(3)上記の結果に基づいて、炉内流動解析に使用するシール性能データを定めた。
高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一; 土井 猛*
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(5), p.358 - 370, 1985/05
被引用回数：13 パーセンタイル：81.94(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉の核設計に使用されている計算コードの精度検討を目的として、半均質臨界実験装置で行われた各種の臨界実験を解析した。核設計コードとしては燃料格子の中性子スペクトルを求め、さらに燃焼依存の群定数を作成するDELIGHT-6コード、炉心の核特性と熱特性を同時に考慮して計算する3次元炉心解析コードCITDEGAおよび輸送計算コードANISN-JRとTWOTRAN-IIがある。これらのコードを用い、臨界質量、中性子束分布、可燃性毒物棒価値、制御棒価値の実験解析を行った結果、実験と解析の相違はそれぞれ0.57%、5%、7%および5%以内であった。本解析結果より核設計に使用している計算コードがほぼ妥当なものであると言える。
高野 誠; 平野 光将; 鈴木 邦彦; 中野 鴻*; 川崎 光弘*
JAERI-M 85-048, 70 Pages, 1985/04
多目的高温ガス実験炉の炉心核熱特性を3次元モデルにより燃焼依存で解析可能なCITDEGAコードが完成した。本報は、CITDEGAコードの使用方法について示したものである。
土井 猛*; 新藤 隆一; 平野 光将; 高野 誠
JAERI-M 84-209, 38 Pages, 1984/11
多目的高温ガス実験炉を対象に、DEL2GHT-6およびSPACコードを用いた解析を行ない、その燃料格子の核特性を把握した。解析した項目は増倍率とその燃料変化、反応度の温度効果、共鳴吸収計算における二重非均質効果と共鳴積分値、可燃性毒物の反応度価値、等である。その結果、明らかになった主たる事項は次の通り。(1)
U共鳴吸収計算における燃料の二重非均質効果は無視できない。(2)可燃性毒物反応度価値は多領域モデルにより解析する必要がある。(3)ダンコフ係数に実際の燃料ブロックに対応したものを用いれば、六角形状の燃料ブロックを平均的な格子間隔をもつ円柱格子モデルで近似しても解析精度は悪くならない。(4)エネルギー群構造はU分離共鳴領域では比較的細かく分割する必要があるが、熱エネルギー領域では群数は中性子スペクトル空間依存性の影響を受けない程度の分割でよい。
土井 猛*; 新藤 隆一; 平野 光将; 高野 誠
JAERI-M 83-176, 121 Pages, 1983/11
DELIGIHT-6は高温ガス冷却炉のように被覆燃料粒子を用いた燃料格子の中性子スペクトルを計算するとともに、炉心解析用の群定数を作成するための格子燃焼計算コードであり、次のような特徴を持つ。(1)速中性子領域(10MeV~2.38eV)のスペクトルは61群のP
あるいはB近似で、熱中性子域(2.38eV~0eV)のスペクトルは50群のPあるいはP
近似で算出する。(2)共鳴吸収計算はIR法によるが、燃料格子の二重非均質性(被覆燃料粒子と燃料棒)が考慮できる。(3)燃料格子の臨界・燃焼計算は、一次元衝突確率法によって行なう。(4)可燃性毒物の吸収計算にも二重非均質性(吸収体の粒子及び棒形状)を考慮できる。(5)燃焼チェインとしては、Th-U及びU-Pu系ともに扱える。(6)基本核データは主にENDF-B-4によっているほか、黒鉛の熱中性子散乱断面積には黒鉛の結晶効果を考慮している。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦
JAERI-M 82-103, 137 Pages, 1982/09
多目的高温ガス実験炉のバックアップ炉心として、内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心について、燃料および可燃性毒物の装荷法ならびに制御棒引き抜き計画などを検討するとともに、炉心の核特性、熱流動特性や安全特性などの総合的な特性を解析した。その結果、本炉心は炉心設計基準を満足するとともに、セミピン型燃料体が十分Mark-III型燃料体の代替燃料体となりうることが明らかにされた。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.
JAERI-M 82-102, 368 Pages, 1982/09
多目的高温ガス実験炉の標準炉心(Mark-III炉心)は外面冷型中空燃料棒を用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、実験炉々心の性能改善の方向を探るため新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の検討を実施した。1つは内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心であり、他はマルチホール型燃料体から構成される炉心である。両炉心ともに高さが4m、燃料体カラム数は73であり、炉容器内の炉心およびその他の構造物の配置は標準炉心と同じである。検討の結果、これらバックアップ炉心は与えられた炉心設計基準を満足するとともに、標準炉心に比較していくつかの重要な設計項目については余裕が増し、Mark-III炉心と代替可能であることが明らかになった。本報告書はこのバックアップ炉心の核特性、熱流動特性、燃料特性や安全性などの総合的な炉心特性ならびに燃料体や炉心の構造検討について述べたものである。
高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9956, 23 Pages, 1982/03
多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として、半均質臨界実験装置(SHE)で行われた可燃性毒物(BP)棒の反応度価値測定の解析を、SHE-14体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびTWOTRAN-IIを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよびBP棒反応度価値を計算した。BP棒が一本および二本装荷された炉心に対し、解析用モデルをR-O形状で作成し、それぞれ三種のBP棒のボロン濃度に対し解析した。解析により得られたBP棒反応度価値は、ボロン濃度が4.27および8.35wt%の場合、実験値と10%以内で一致した。しかし、ボロン濃度が2.11wt%の場合には、20%以上の相違を示した。
高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一; 大村 博志*
JAERI-M 9955, 81 Pages, 1982/03
多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として、半均質臨界実験装置(SHE)で行われた臨界質量実験の解析を、SHE-8、12、13、14の各体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびCITATIONを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよび実効増倍率を計算した。実効増倍率の計算は、二次元のR-Oモデルおよび二種のTriangnlarモデル、さらに三次元のTriangnlar-Zモデルを用いて行った。次に補正計算を、軸方向バックリング効果、モテル化による効果、輸送効果等に対して行った。解析により得た実効増倍率は、実験値と約1~3%程度の相違を示した。このため実験炉の設計に用いている核設計コードのより精密な検証を行うためには、さらに詳細な解析が必要である。
高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9942, 60 Pages, 1982/02
多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として半均質臨界実験装置(SHE)で行われた、臨界時および制御棒挿入時の即発中性子減衰定数測定の解析を、SHE-14の体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびTWOTRAN-IIを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよび即発中性子減衰定数を計算した。解析は、各種のR-O形状モデルおよびX-Y形状モデルを用いて行い、さらに補正計算も行った。解析により得られた、即発中性子減衰定数は、臨界時で-4.38%、制御棒挿入時で+-2%程度の実験値との相違を示した。これより、制御棒挿入時の即発中性子減衰定数解析法および使用した計算コードの妥当性が示された。
土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9911, 32 Pages, 1982/02
濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEにおける実験のうち、SHE-8炉心を対象に実験用制御棒の反応度価値と、臨界時即発中性子減衰定数の解析を行ない、実験値と比較・検討した。解析では、中性子スペクトル計算に高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を、また炉心の中性子減衰定数の算出には2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いるものとし、輸送近似と出来る限り厳密な空間モデルを採用した18群S6PO計算を行なった。解析の結果、制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数とも5%程度の誤差範囲で実験値と一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法がほぼ妥当なものであることが確認された。
土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9912, 21 Pages, 1982/01
濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEの実験のうち、SHE-8炉心を対象に、銅の放射化反応率分布の解析を行ない、実験データと比較・検討した。解析では、1~3次元拡散計算コードCITATION-2および2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いて18群炉心計算を行ない、必要な断面積は、高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を用いて算出した。銅の反応断面積には、GAM-1ライブラリーおよび1/vデータを採用した。解析の結果、制御棒が挿入された体系および挿入されていない体系とも、反応率分布は実験データと一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法が妥当なものであることが確認された。
新藤 隆一; 平野 光将; 深井 佑造*; 長浜 文夫*
JAERI-M 8553, 52 Pages, 1979/11
多目的実験炉の炉心では2本の制御棒が対配置されるが、このような場合、制御棒の反応度価値の評価には対となる制御棒間の相互干渉効果のため高度の解析手法が必要になることから本コードが開発された。本コードは双子型に制御棒が配置された制御棒領域とその周囲の均質な燃料領域とからなる格子系を対象とするもので、中性子輸送は制御棒領域では衝突確率法で、外周の燃料領域では拡散近似で扱われる。本コードはこれまで多目的実験炉の炉心設計の一環として、双子型制御棒体系における配置効果の検討に使用されてきている。
