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黒石 武; 野村 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(6), p.433 - 440, 2003/06
被引用回数：2 パーセンタイル：18.89(Nuclear Science & Technology)実際の使用済み燃料輸送容器の臨界安全性解析において有効な核分裂源収束加速手法を研究した。OECD/NEA燃焼度クレジットベンチマーク問題II-Cでは、炉内中性子束測定に基づいて、ほぼ対称形から強非対称形に至るまでのさまざまな軸方向燃焼度分布が提案された。その中のいくつかのケースにおける従来モンテカルロ手法の計算結果は、核分裂源分布の極めて緩慢な収束性を示し、臨界性統計評価のための信頼し得る核分裂源分布を得るためには、極めて大きなスキップサイクル数が必要となった。核分裂源収束緩慢性を改善すべく開発され従来モンテカルロ計算に組み込まれてきた行列固有値計算をこのベンチマーク問題に適用した。行列固有値計算の有効性は、その行列要素の評価精度に依存する。核分裂源の収束が不十分な状態でさらなる加速手法を適用する際に、特に極めて緩慢な収束性を示す本ベンチマーク問題に対して、小さい核分裂源の行列要素の統計評価による大きな変動により、異常な加速結果を示した。このような場合、行列要素を評価する際のヒストリー数を単純に増加させる場合と比較して計算時間的により有効な核分裂源加速手法を提案する。
井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成
JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB
原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4
4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。
高野 誠; 増川 史洋
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.II-107 - II-112, 1991/00
使用済燃料棒体系では、臨界解析の際に燃料棒軸方向の燃焼度分布に注目する必要がある。これは、燃料棒中央部に比べ両端部の燃焼度が小さいためである。本報では、燃焼度分布を詳細に考慮するため燃料棒軸方向を20領域に分割した計算モデルにより、燃焼度分布の効果をKENO-IVにより評価した。解析により、使用済燃料棒体系の臨界解析では燃焼度分布を十分考慮に入れる必要があり、燃料棒両端部の燃焼度分布を正確に把握することも重要であることがわかった。さらに、平均燃焼度が小さい時には分布を無視した場合、燃焼度が大きい時には分布を考慮した場合に、それぞれ中性子増倍率が大きくなることもわかった。
小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 桜井 三紀夫*; 丸山 博見*; 山口 正男*; 川上 数雄*
JAERI-M 8020, 162 Pages, 1979/01
BWRの制御棒引抜時における制御棒先端近くの燃料棒の出力上昇率を低減させるために、制御棒先端部に弱吸収体(グレーノーズ)を設けることを提案し、それが出力分布に与える効果を実験的に評価した。グレーノーズは、ステンレス・スチール、ジルカロイ、アルミニウムなどで製作した。実験は軽水臨界実験装置TCAを用いて行った。軸方向の出力分布に与える効果を重点的に測定し、制御棒の反応度効果が従来のものにくらべてどのように変化するかなどについても実験的に評価した。また3次元拡散計算をCITATION相当のFASMOコードにより行い実験値と比較した。測定結果から、ある構造のグレーノーズを用いると、15cm(実炉における一操作時の長さ)引抜にともなう出力上昇率を在来のものと比較して、約43%低減できることが明らかとなった。これによって、燃料健全性に関するインパクトを大幅に緩和せしめ、発電所の運転効率を年間約1.5%高め得ることとなった。
下桶 敬則
Nuclear Technology, 21, p.99 - 110, 1974/00
被引用回数：0抄録なし
