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長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB
MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%
k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。
石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.
JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB
2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。
松中 一朗*; 藤本 望*; 長住 達; 石井 俊晃; 石塚 悦男
no journal, ,
高温ガス炉燃料の核特性のより精度の高い評価を目的として、HTTR制御棒モデルの高度化を図った。制御棒モデルの高度化によって臨界位置が従来の計算体系を用いた結果よりも低下し、実験値へと近づいた。これによりHTTR解析モデルの改良に活用できる見込みが得られた。
松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 長住 達; 石塚 悦男
no journal, ,
高温ガス炉燃料の核種生成・消滅挙動への影響評価の一つとして、炉内の中性子スペクトルへの温度分布による効果と燃料配置による効果を比較した。検討の結果、高温ガス炉内では燃料配置による効果が中性子スペクトルに大きな影響をもたらすことが分かった。