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大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平
Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
大釜 和也; 片桐 寛樹; 竹越 淳*; 羽様 平
Nuclear Technology, 207(12), p.1810 - 1820, 2021/12
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fixed absorber worth was measured as a difference of core reactivity measured by control rod worth between cores with and without a single or three fixed absorbers. In the present paper, the measurements were evaluated in detail and its reliability and usefulness as a validation data were investigated through a comparison with calculations using the latest neutronics design methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fixed absorber worth were 1.00
0.05 and 1.020.04, respectively. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05
In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.
谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋
Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.65(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。
北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07
被引用回数：8 パーセンタイル：60.26(Nuclear Science & Technology)フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K
)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K
)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。KのC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、Kは等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2
C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。
大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平
no journal, ,
原型炉「もんじゅ」性能試験データを高速炉核設計手法の妥当性確認用データベースとして整備している。本研究では、放射化箔による反応率分布測定データについて、妥当性確認用データとしての有用性を確認するため、核設計手法による評価結果との比較を行った。
大釜 和也; 竹越 淳*; 浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉安全設計手法の精度向上のため、米国高速中性子束試験炉FFTF LOFWOS試験解析に関するIAEA研究協力プロジェクト(CRP)のベンチマークに参加している。本報では、プラント動特性解析の入力となる反応度係数および同炉に固有かつ重要なガス膨張機構(GEM)による負のフィードバック反応度の評価について報告する。
