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論文

Reactor physics experiment in a graphite moderation system for HTGR, 3

深谷 裕司; 沖田 将一朗; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

KURNS Progress Report 2021, P. 101, 2022/07

日本原子力研究開発機構では、2018年から高温ガス炉の核的予測技術向上に係る研究開発を開始した。その目的は、商用炉初号基のためのフルスケールモックアップ実験を回避するために一般化バイアス因子法を導入することと黒鉛減速特性を生かした中性子計装システムの改良である。このために、B7/4"G2/8"p8EU(3)+3/8"p38EU炉心をKUCAのB架台に2021年に構築した。

論文

Preliminary experiment in a graphite-moderated core to avoid full mock-up experiment for the future first commercial HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/05

As a commercial reactor require high economic efficiency, the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) would be a more attractive proposition if a full mock-up experiment for the first commercial HTGR could be avoided in the future. In this paper, preliminary experiments were conducted in order to obtain basic core characteristics data, such as the criticality, necessary to demonstrate the applicability of a generalized bias factor method to neutronic design of HTGR. The graphite-moderated core with only highly enriched uranium fuels in the B-rack of Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) was configured as a reference core. The C/E-1 values (Calculation/Experiment -1 values) for the keff values at the three critical states and the thermal neutron spectra with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. The result shows that the keff values are overestimated for JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 by 0.14% - 0.18%, while they are underestimated for JENDL-4.0 by 0.07% - 0.09%. The calculation result with JENDL-4.0 shows a slightly better agreement with this experiment than the others. In addition, the thermal neutron spectrum calculated with ENDF/B-VIII.0 is softer than the others. The Thermal Scattering Law (TSL) data of graphite stored in ENDF/B-VIII.0 suggests that the thermal neutron spectrum become softer than that of traditional TSL data stored in the others. The core characteristics of the reference core, which are necessary for future studies, were obtained.

論文

Reactor physics experiment in a graphite-moderation system for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*

EPJ Web of Conferences, 247, p.09017_1 - 09017_8, 2021/02

日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核的予測精度向上のための研究開発を始めた。その目的は、初めての商用高温ガス炉のためのフルモックアップ試験を省略できる一般化バイアス因子法とHTTR試験で未臨界度を測定するための炉雑音解析の導入である。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速炉心をKUCAのB架台に構成した。炉心は、燃料集合体,ドライバ燃料集合体,黒鉛反射体,ポリエチレン反射体で構成されている。HTTRの平均濃縮度と炉内スペクトルを実現するために、燃料集合体は濃縮ウラン板と天然ウラン板と黒鉛板から構成される。しかしながら、小さな炉心で臨界に達するためにはドライバ燃料が必要となる。この炉心は、一般化がイアス因子法導入のための基準炉心だけではなく、炉雑音解析技術開発のために炉雑音の測定を行う。本研究では、臨界実験の概要を報告する。黒鉛減速体系の炉心構成はKUCAでも珍しく、高温ガス炉開発だけではなく、溶融塩炉のような、他の黒鉛減速炉心開発にも期待できる。

論文

Reactor noise analysis for a graphite-moderated and -reflected core in KUCA

左近 敦士*; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 芳原 新也*; 佐野 忠史*; 深谷 裕司; 橋本 憲吾*

EPJ Web of Conferences, 247, p.09009_1 - 09009_8, 2021/02

黒鉛反射熱中性子炉では、燃料領域から遠くに配置された検出器であっても、ある程度の相関振幅を検出する可能性がある。これは、黒鉛中の中性子の平均自由行程が水やポリエチレンよりも長いためである。そこで、本研究の目的は、原子炉騒音分析のためのグラファイト反射器への中性子検出器配置の高い柔軟性を実験的に確認することである。京都大学臨界集会(KUCA)の黒鉛減速反射炉心において炉雑音解析を実施した。BF$$_{3}$$比例中性子計数管(直径1インチ)を黒鉛反射領域に配置し、検出器を炉心からそれぞれ約35cmと30cmの厚さの黒鉛で隔離した。臨界状態と未臨界状態で、検出器からの時系列信号データを取得し、高速フーリエ変換(FFT)アナライザーにより分析し、周波数領域でのパワースペクトル密度を取得した。炉心から遠く離れた検出器から得られたパワースペクトル密度には、有意な相関成分を含むことが確認できた。また、パワースペクトル密度理論式にデータに最小二乗法で適合さることにより、即発中性子減衰定数を決定した。臨界状態での減衰定数は63.3$$pm$$14.5[1/s]となった。2つの検出器間の相互パワースペクトル密度とコヒーレンス関数データから決定された減衰定数とよい一致を示した。予想通り、炉心から約35cmの位置に検出器を設置することで、原子炉のノイズ解析が可能であることが確認された。

論文

Reactor physics experiment in a graphite-moderation system for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Transition To A Scalable Nuclear Future (PHYSOR 2020) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2020/03

日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核的予測精度向上のための研究開発を始めた。その目的は、初めての商用高温ガス炉のためのフルモックアップ試験を省略できる一般化バイアス因子法とHTTR試験で未臨界度を測定するための炉雑音解析の導入である。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速炉心をKUCAのB架台に構成した。炉心は、燃料集合体,ドライバ燃料集合体,黒鉛反射体,ポリエチレン反射体で構成されている。HTTRの平均濃縮度と炉内スペクトルを実現するために、燃料集合体は濃縮ウラン板と天然ウラン板と黒鉛板から構成される。しかしながら、小さな炉心で臨界に達するためにはドライバ燃料が必要となる。この炉心は、一般化がイアス因子法導入のための基準炉心だけではなく、炉雑音解析技術開発のために炉雑音の測定を行う。本研究では、臨界実験の概要を報告する。黒鉛減速体系の炉心構成はKUCAでも珍しく、高温ガス炉開発だけではなく、溶融塩炉のような、他の黒鉛減速炉心開発にも期待できる。

口頭

高温ガス炉核的予測精度高度化のための研究開発,1; KUCAを用いた黒鉛体系による第一次模擬炉心実験

深谷 裕司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 左近 敦士*; 橋本 憲吾*; 佐野 忠史*

no journal, , 

高温ガス炉核的予測精度高度化を目的とした研究開発を行うため、高温ガス炉の核特性取得のため黒鉛減速体系模擬炉心を京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)の固体減速架台(B架台)において構築し、炉心特性評価及び炉雑音測定を行った。本報告では、臨界実験を中心に実験の概要を報告し今後の展望を述べる。

口頭

高温ガス炉核的予測精度高度化のための研究開発,2; KUCAを用いたHTTR模擬炉心における逆動特性解析

高橋 和暉*; 中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 芳原 新也*; 橋本 憲吾*; 深谷 裕司; 佐野 忠史*

no journal, , 

京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)のB架台においてHTTR模擬炉心を作成し、制御棒落下や中心架台落下実験を行い時系列データの取得を行った。取得された時系列データに対して逆動特性解析を行った結果、各検出器の位置依存性が確認された。更に、C1及び中心架台のように大きな反応度価値を有する場合、積分法と最小二乗逆動特性法の解析結果に有意な差異が確認された。

口頭

高温ガス炉核的予測精度高度化のための研究開発,3; KUCAを用いたHTTR模擬炉心におけるRossi-$$alpha$$解析

中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 高橋 和暉*; 芳原 新也*; 橋本 憲吾*; 深谷 裕司; 佐野 忠史*

no journal, , 

京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)のB架台に構築された黒鉛炉心体系においてAm-Be定常中性子源駆動下及び燃料固有の中性子源駆動下の中性子計数の時系列データを取得し、Rossi-$$alpha$$法による炉雑音解析を実施した。結果、Am-Be中性子源駆動下では中性子相関成分を観測することができなかったが、燃料固有の中性子源駆動下では明確な相関成分が観測され、即発中性子減衰定数を求めることができた。

口頭

高温ガス炉核的予測精度高度化のための研究開発,4; KUCAを用いたHTTR模擬炉心におけるパワースペクトル解析

左近 敦士*; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 芳原 新也*; 佐野 忠史*; 深谷 裕司; 橋本 憲吾*

no journal, , 

京都大学臨界集合体(KUCA)のB架台に構築したHTTR模擬炉心において炉雑音解析による未臨界度測定実験を行った。実験は低出力の臨界状態及びAm-Be中性子源駆動の未臨界状態で実施し、位置の異なる複数の中性子検出器により測定を実施した。実験により取得した中性子検出器時系列データをパワースペクトル法により解析し、体系の即発中性子減衰定数の推定を試みた。

口頭

KUCAの未臨界実験体系に対するMVPを用いた炉雑音解析

中嶋 國弘*; 長家 康展; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*

no journal, , 

京都大学臨界集合体(KUCA)A架台に構築した未臨界体系で測定した原子炉雑音データを用いてMVP3.0の炉雑音解析機能による実験解析を実施した。本発表では即発中性子減衰定数$$alpha$$について、実験値と計算値を比較検討し結果を報告する。

口頭

高温ガス炉の核的予測精度高度化のためのKUCA黒鉛減速炉心による炉物理実験

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 後藤 正樹*; 神田 峻*; 中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

no journal, , 

高温ガス炉の核的予測精度高度化を目的に、一般化バイアス因子法の高温ガス炉核設計への適用性を確認するため、黒鉛減速体系炉心を京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)の固体減速架台(B架台)において構築し、今後の検討に必要な参照炉の臨界性に関する核特性データを取得した。本報告では、臨界実験の臨界実験の条件及びその結果を報告し、今後の展望を述べる。

口頭

UTR-KINKI未臨界炉心の反応度評価; 準静的状態の出力挙動に基づく評価

山根 祐一; 荒木 祥平; 左近 敦士*

no journal, , 

反応度評価手法の比較のため、UTR-KINKIを用いて互いに異なる未臨界炉心を複数構成し、既存の手法及び新たに開発した手法を適用して反応度を評価した。数ドル程度の未臨界炉心に対して、準静的状態の出力挙動に基づいて評価した反応度はFeynman-$$alpha$$法やsource jerk法と同程度の評価結果を示した。

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