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報告書

燃料体内の反応度調整材位置を考慮した反応度価値評価手法のVHTRC実験データによる検討

藤本 望; 山下 清信; 秋濃 藤義

JAERI-Research 99-052, p.51 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-052.pdf:2.05MB

VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。

論文

臨界集合体の現状と将来利用,2-4; 高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)

秋濃 藤義; 山根 剛

日本原子力学会誌, 40(4), p.262 - 264, 1998/00

1985年5月のVHTRCの初回臨界以来、HTTRの基本設計、詳細設計及び部分模擬炉心の各炉心を構成し、基本的な炉物理である(1)臨界質量、(2)制御棒及び可燃性毒物棒の反応度価値、(3)中性子束分布、(4)動特性パラメータ$$beta$$$$_{eff}$$/$$Lambda$$等について実験・解析の比較を行い、HTTRの核設計精度の検証を行いHTTRの核設計の要請精度を満たすことを明確にした。また、VHTRCにおいてHTTRの初回臨界試験における核的安全性の評価のための実験を行い、1996年度でVHTRCを用いての実験を終了した。

論文

Benchmark problems of start-up core physics of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

山下 清信; 野尻 直喜; 藤本 望; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 長尾 美春; 長家 康展; 秋濃 藤義; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; et al.

Proc. of IAEA TCM on High Temperature Gas Cooled Reactor Applications and Future Prospects, p.185 - 197, 1998/00

本報は、核設計コードの解析精度の向上を目的とした高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性試験に関するベンチマーク問題を高温ガス炉に関するIAEA-TCM会議参加国に提供するものである。HTTRの有効炉心直径及び炉心高さは、それぞれ230及び290cmであるので、設計検討された実用高温ガス炉の寸法の約1/2の大きさに相当する。過剰反応度は、実用炉のものとほぼ同じ高い値である。実用炉で計画されている環状炉心の特性を臨界近接時に取得する。これら3点から、HTTRを用いたベンチマーク問題は、実用高温ガス炉設計用核設計コードの解析精度の向上に役立つものと考える。本報告では、棒状の反応度調整材の取り扱いの難しさを含め、これまで原研で行った解析結果についても発表する。

報告書

VHTRC炉物理実験の解析によるモンテカルロコードMVPの精度評価; 臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度

野尻 直喜; 山下 清信; 藤本 望; 中野 正明*; 山根 剛; 秋濃 藤義

JAERI-Tech 97-060, 34 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-060.pdf:1.08MB

本報は、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の実験結果を汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(MVP)により評価し、MVPを高温ガス炉の核特性評価使用する場合の解析精度の評価を行ったものである。解析の結果、臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の解析誤差は最大で、それぞれ0.8%$$Delta$$k,7%,25%以下であった。臨界時の実効増倍率を十分な精度で予測できることを明らかにした。よって、HTTRの炉心特性評価にMVPを適用することが可能であることがわかった。

論文

Experimental verification and analysis of neutron streaming effect through void holes for control rod insertion in HTTR

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.185 - 192, 1997/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒カラムには、それぞれ制御棒を挿入するために3個のボイド孔がある。これらのボイド孔からの中性子ストリーミング効果を評価するため、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、模擬したボイド孔の反応度価値をパルス中性子法を用いて測定した。ボイド孔の反応度価値は中性子生成時間の変化の補正を考慮した修正King-Simmons式で求めた。測定結果を核データにENDF/B-IVを用いたBenoist'sの非等方拡散係数による計算結果と比較した。この結果、ボイド孔の反応度価値は等方拡散係数を用いて得られる反応度価値の約2倍にまで大きくなること、また、等方拡散係数による反応度価値を超える成分を中性子ストリーミング効果として定義すると、この効果は炉心領域において11%程度、反射体領域において32%程度過大評価されることが明らかになった。このためHTTR初臨界炉心においては、ボイド孔からの中性子ストリーミングによる反応度の低下は1%$$Delta$$k程度に止まると評価される。

報告書

H$$infty$$反応度推定法実証のためのVHTRC実験

藤井 義雄; 鈴木 勝男; 秋濃 藤義; 山根 剛; 藤崎 伸吾; 竹内 素允; 小野 俊彦

JAERI-Data/Code 96-001, 102 Pages, 1996/02

JAERI-Data-Code-96-001.pdf:2.32MB

この実験は、H$$infty$$反応度推定法を実証するためVHTRCにおいてデータ収集を行ったものである。本報告書では、実験の方法、測定回路およびデータ処理ソフトウエアの詳細について述べる。

論文

Measurement of control rod reactivity worth in axially heterogeneous fuel core (VHTRC-4) by PNS method

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 藤崎 伸吾

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E281 - E289, 1996/00

HTTRの核設計における制御棒の核計算精度を検討するため、軸方向にウラン濃縮度が2-4-6%と異なるVHTRC-4炉心の中央カラムにHTTRの制御棒模擬体を1本全長挿入した反応度価値をPNS法で測定した。測定値はBF$$_{3}$$検出器を燃料領域内の48点に配置した空間積分法及び即発中性子減衰定数を用いる修正King-Simmons式から求めた。測定値として20.0$$pm$$0.3$を得た。実験解析はSRACコード及びモンテカルロ法GMVPコードを用いて10群で行った。計算値は18.6$及び19.0$$pm$$0.3$となり測定値より7~5%小さく見積ったが、HTTRの核設計の要請精度10%以内を満たした。

論文

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$ of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$を室温(21$$^{circ}$$C)と200$$^{circ}$$Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21$$^{circ}$$CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200$$^{circ}$$Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

論文

Measurement of effective delayed neutron fraction of VHTRC-1 core

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.861 - 863, 1994/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.92(Nuclear Science & Technology)

VHTRC-1炉心の実効遅発中性子分率、$$beta$$$$_{eff}$$の測定を燃料コンパクトとMnコンパクトとの置換法を用いて行った。Mnコンパクトの反応度価値は臨界時の制御棒位置を測定し、制御棒校正曲線から求めた。置換法における燃料コンパクトとMnコンパクトとの吸収断面積の相違による反応度効果の補正は10群3次元拡散の第1次摂動理論を用いて行い、$$beta$$$$_{eff}$$の測定値として0.0075$$pm$$0.0002を得た。一方、$$beta$$$$_{eff}$$の計算は24群3次元拡散理論のSRACコードを用いて中性子束、随伴中性子束分布を求め、$$^{235}$$Uの遅発中性子核データにENDF/B-IV又はKeepinの値を用いて行った。この結果、Keepinの値は測定値より10%小さく、ENDF/B-IVの値は測定値より3.6%小さい値となったが、ENDF/B-IVの値は測定値の測定誤差6%(2$$sigma$$)以内で一致した結果を得た。

論文

Measurement of overall temperature coefficient of reactivity of VHTRC-1 core by pulsed neutron method

山根 剛; 安田 秀志; 秋濃 藤義; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.122 - 132, 1990/02

高温工学試験研究炉(HTTR)の核的温度特性に関する設計計算精度を検証するために、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、VHTRC-1炉心の反応度温度係数を測定した。VHTRCは、低濃縮二酸化ウラン被覆粒子を用いたピン・イン・ブロック型燃料の炉心をもつ臨界集合体である。集合体全体を電気加熱により昇温して、200$$^{circ}$$Cまでの温度上昇に伴う反応度変化をパルス中性子法により測定し、等温条件下での反応度温度係数を求めた。その結果、反応度温度係数は25$$^{circ}$$C~200$$^{circ}$$Cの範囲で平均-1.71$$times$$10$$^{-4}$$$$Delta$$k/k/$$^{circ}$$Cであり、またその絶対値は高温領域に比べて室温付近で20%小さくなった。SRACコードシステムにより核データとしてENDF/B-IVを用いて解析したところ、計算はこの実験結果をよく再現することができた。

論文

高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の初装荷炉心における臨界実験

秋濃 藤義; 山根 剛; 安田 秀志; 吉原 文夫; 金子 義彦

日本原子力学会誌, 31(6), p.682 - 690, 1989/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.07(Nuclear Science & Technology)

HTTRの基本的な核特性を把握するため、VHTRCの初装荷炉心VHTRC-1炉心において、1)常温及び200$$^{circ}$$Cの臨界質量、2)制御棒及び可燃性毒物棒模擬体の反応度価値、3)中性子束分布、4)動特性パラメータ等の炉物理量の測定を行った。実験解析は核データにENDF/B-IVを採用しSRACコードを用いて行った。

論文

Evaluation of delayed neutron data for thermal fission of U-235 based on integral experiments at semi-homogeneous experiment

金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.673 - 681, 1988/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:64.95(Nuclear Science & Technology)

半均質臨界実験装置(SHE)の積分量に関する実験値と計算値との比較に基づいた間接測定により、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの熱中性子核分裂に対する遅発中性子データの評価を行なった。評価に使用した積分量は、動特性パラメータ、燃料棒の反応度価値及び可燃性毒物棒の反応度価値である。実験値に対する計算値の比の、1から偏差の自乗和を最小にするという条件のもとで、実効遅発中性子分率$$beta$$eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数$$lambda$$の両者についてその最確値を決定した。その結果、$$beta$$effの最確値はkeepinの遅発中性子データセットを用いて得られる値よりもかなり大きいことがわかった。また、その最確値はENDF/B-IVよりもENDF/B-Vを用いた場合の$$beta$$eff値に近い。一方、$$lambda$$の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対する$$lambda$$の値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。

論文

Analysis of reactivity coefficients of the Chernobyl reactor by cell calculation

土橋 敬一郎; 秋濃 藤義

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(12), p.1055 - 1065, 1987/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.78(Nuclear Science & Technology)

SRACコードシステムを用いてチェルノブイリ炉の一連の格子計算を行い、基本的な核特性を求め、原研で行う事故解析に供した。計算は2段階の格子モデルに基づいている。第1段階は燃料集合体や制御チャンネルを含む黒鉛ブロックを単位とする格子を想定し、第2段階は14体の燃料チャンネル、2体の制御チャンネルを含む16チャンネルを単位とする格子を想定した。ボイド率の増加に起因する反応率の変化を核種毎に調べた結果、正のボイド係数及びその燃焼依存性や制御棒挿入の効果をもたらす機構を明らかにした。モンテカルロコードUIMを用いて、燃料チャンネルの反応率のボイド効果について比較を行い、統計誤差の範囲内で一致をみた。取り出し燃料の組成、ボイド係数やその他の反応度係数、動性パラメータ及びそれらの燃焼性についての結果は、ソ連及びその他の研究機関によって報告された値と満足できる一致を得た。

報告書

VHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)の建設

安田 秀志; 秋濃 藤義; 山根 剛; 吉原 文夫; 北舘 憲二; 吉藤 久; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

JAERI 1305, 138 Pages, 1987/08

JAERI-1305.pdf:5.59MB

本書はSHE(半均質臨界実験装置)の炉心改造により建設されたVHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)に関する設計、安全性の検討及び主要な試験検査結果についての報告書である。VHTRCは高温ガス実験炉詳細設計IIの模擬を目指した装置であり、黒鉛ブロック構造、低濃縮ウラン被覆粒子燃料装荷及び炉心を210$$^{circ}$$Cまで電気的に昇温可能という特徴がある。設計では水平、鉛直とも0.3Gの耐震性を持たせ、210$$^{circ}$$C炉心昇温時にも各設備がその機能を保こととし、安全性検討でこれを証明した。使用前検査では各設備の性能が設計基準値を満足することを確認し、施設の安全性を実証した。1985年5月13日の初臨界達成時のデータ解析の結果、臨界質量についてはSRACコードによる予測値は実験値をわずか3%小さく評価したに留まり、VHTRCの製作精度の高い事とSRACコードの予測精度が基本的な炉心構成において高い事を示した。

論文

Measurements of Dopper effect coated particle fuel rod in SHE-14 core using sample heating device

安田 秀志; 秋濃 藤義; 竹内 素允; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.431 - 441, 1987/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.78(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の核設計精度を検証するため、SHE-14炉心に設けたサンプル昇温装置に1本の燃料棒を装荷して加熱し、温度上昇に伴う反応度減少量が測定された。この燃料棒としては4%濃縮UO$$_{2}$$核を含む被覆粒子燃料コンパクトが用いられ、炉心軸上で約700$$^{circ}$$Cまで加熱された。燃料棒と黒鉛棒の二種類の同一形状サンプルについて得られた温度上昇に伴う反応度減少量の差は燃料棒に含まれる$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uによる共鳴中性子捕獲率の増加すなわちドプラー効果によるものと解釈される。測定された反応度減少量はSRACコードシステムにより計算された値と良く一致した。計算値と実験値の比にして0.93であった。

論文

A Simple method for reactivity determination based on integral version of pulsed neutron area-ratio method

山根 剛; 秋濃 藤義; 金子 義彦

Proceedings of International Seminar on Nuclear Criticality, p.307 - 314, 1987/00

反応度を精度良く、かつより簡便に決定するために、パルス中性子空間積分法に基づく簡略法を定式化した。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1985-March 31,1986

金子 義彦; 山下 哲行; 篠原 慶邦; 大部 誠; 秋濃 藤義; 片桐 正樹; 島崎 潤也; 大野 秋男; 大山 幸夫; 伊勢 武治

JAERI-M 86-125, 240 Pages, 1986/08

JAERI-M-86-125.pdf:6.33MB

昭和60年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉および高転換軽水炉の開発、核融合炉の開発、および動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核デ-タと群定数、炉理論とコ-ド開発、積分実験と解析、核融合ニュ-トロニクス、遮蔽、原子炉計表、炉制御と異常診断、原子炉解体技術、および炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。

論文

Evaluation of delayed neutron fraction $$beta$$ for thermal fission of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U based on integral experiments at using SHE

金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.487 - 488, 1984/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:59.52(Nuclear Science & Technology)

SHEにおける臨界実験データによって遅発中性子に関する核データの評価を試みた。Keepinの核データを用いた計算値と実験値の相対差を、動特性パラメータ($$beta$$eff/$$lambda$$)、Th、NU、EU棒の反応度価値、可燃性毒物棒の反応度価値、実効増倍係数、制御棒の効果($$Delta$$$$alpha$$)について集計してみると、$$beta$$effにより計量されない積分量については相対差は極めて小さいのに対して、$$beta$$effにより計量される積分量である積分量については相対差は一様に大きくなることがわかった。この相対差を最小するという条件から統計処理を行うこと、$$beta$$effの真の値はKeepinの核データを用いたものより約7.5%大きいことが推定された。この推定値はENDF/B-IVによる計算値にほとんど一致する。

報告書

JENDL-2の熱中性子炉ベンチマーク・テスト

高野 秀機; 土橋 敬一郎; 山根 剛; 秋濃 藤義; 石黒 幸雄; 井戸 勝*

JAERI-M 83-202, 41 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-202.pdf:1.14MB

評価済み核データJENDL-2より熱中性子炉体系標準核計算コードシステムSRACのための群定数ライブラリーを作成した。この群定数ライブラリーを用いて熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。選んだベンチマーク炉心は、軽水系2炉心(TRX1と2)、重水系炉心(DCA)、黒鉛系2炉心(SHE-8と13)および8つの臨界安全のための実験である。実効増倍率に関して、JENDL-2は、ENDF/B-4による~1%の過小評価をかなり改善しているが、まだ少し過小評価を与える。実験値との一致はJENDL-2とENDF/B-5($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uのみ)を用いた場合が最も良い。格子定数に関しては、$$rho$$$$_{2}$$$$_{8}$$とC$$^{ast}$$のJENDL-2による計算値は実験値と良く一致するが、$$delta$$$$_{2}$$$$_{8}$$については、高速炉系に対する結果と同様過大評価である。さらに、SRACシステムの計算機能が大幅に拡充したので、拡充箇所について報告する。

報告書

中性子飛行時間法による減速材体系の熱中性子スペクトルに関する研究

秋濃 藤義

JAERI-M 82-207, 180 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-207.pdf:5.16MB

原子炉の炉心核設計において、炉心の熱中性子スペクトルを正確に把握するには、減速材の熱中性子散乱断面積の適否が主要な要因となる。そこで常温から800$$^{circ}$$Cの高温黒鉛体系、および常温の軽水均質体系および軽水-天然ウラン非均質体系における0$$^{circ}$$方向の角度熱中性子スペクトル測定をLINAC-TOF法で行い、計算との比較から熱中性子散乱モデル(黒鉛に対しYoung-Koppelモデル、軽水に対しHaywoodモデルを採用)の熱中性子スペクトルの記述能力を調べた。また、この熱中性子スペクトルの計算方法を用い黒鉛減速20%濃縮ウラン半均質臨界実験装置(SHE)における臨界質量、実験用可燃性毒物棒および実験用制御棒の反応度価値等の実験解析を行い、計算予測精度を明確にした。これらの実験結果は高温ガス実験炉の核設計の計算精度評価に使用された。

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