Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
五十川 浩希*; 直井 基将*; 山崎 誠司*; Ho, H. Q.; 片山 一成*; 松浦 秀明*; 藤本 望*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2022-015, 18 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-015.pdf:1.37MB
2021年度の夏期休暇実習において、HTTRの約10年の長期停止が臨界制御棒位置に与える影響及びMVPによるVHTRC-1炉心の遅発中性子割合の計算について検討した。この結果、長期停止が臨界制御棒位置に与える影響については、燃料内の
Pu、Am、
Pm、Sm、
Gdの密度変化が影響して制御棒が4.0
0.8cm引抜かれること、この計算値が測定値である3.9cmと近い値になることが明らかとなった。また、MVPによる遅発中性子割合の計算精度を確認するためVHTRC-1炉心について計算した結果、測定値を約10%過小評価することが明らかとなった。
Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
Nuclear Engineering and Design, 377, p.111161_1 - 111161_9, 2021/06
被引用回数：3 パーセンタイル：44.61(Nuclear Science & Technology)At high power operation of the HTTR, the control rod should be kept at the top of the active core for maintaining the optimized power distribution. It is important to calculate the control rod position each time the operating conditions change in order to ensure the safe operation of the reactor. Since the Monte Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation, the critical control rod position was determined by adjusting the control rods manually. Therefore, this study develops a new utility tool that seeks the control rod position automatically without any further handling procedures and waiting time. As a result, the determination of critical control rod position becomes simpler and the total time was also reduced significantly from about 5 days to less than 2 days. The calculated critical control rod position using the new tool also gives a good agreement with the experiment data.
ディスラプション・プラズマ制御・MHDグループ; 高エネルギー粒子加熱及び電流駆動専門家G; 計測専門家グループ
Nuclear Fusion, 39(12), p.2577 - 2625, 1999/00
ITERの設計建設のために必要なトカマクプラズマの運転についての物理基準を示した。日、米、露、欧の4極の専門家グループを中心に世界中のITER物理R&Dの成果をレビューし、第一壁の調整、トリチウムの第一壁への吸蔵とその排出、プラズマの位置形状制御、燃焼制御、プラズマの着火、プラズマの立ち上げと立ち下げ、プラズマの急速消滅、圧力分布と電流分布の制御、先進トカマク運転、等のプラズマ運転に関する指針を示した。
久語 輝彦; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 落合 政昭
JAERI-Research 98-059, 40 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-059.pdf:1.73MB
将来型軽水炉の一つのオプションとして、高燃焼度フルMOX PWRの炉心概念の検討を進めている。燃料ピン間隔を13.8mmに広げることにより減速材対燃料体積比を2.6に増加させて、電気出力60万kW、平均取り出し燃焼度100GWd/tを達成する炉心を提案し、核的成立性について検討した。本炉心には、12%の核分裂性プルトニウム富化度を要した。B-10を40%濃縮したホウ酸水を使用すれば、ホウ素タンクの増強をせずに、燃焼反応度の制御は可能である。また、天然ボロンカーバイド(B
C)を使用した制御棒クラスターを集合体3体につて1体を設置すれば、2%dk/kk'以上の炉停止余裕を確保することができる。減速材ボイド係数及び減速材温度係数は運転中は負であり、可燃性毒物等の使用は不可欠ではないが、Gd
O
及びErO等の可燃性毒物の使用により、径方向ピーキング係数を約0.1低減できる。
藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信
JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06
本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。
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
/
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。
山下 清信
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09
被引用回数：6 パーセンタイル：52.28(Nuclear Science & Technology)ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N
、棒半径r)を、実効増倍率(k)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はNとrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積
a,N及び
間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なNとの組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せのaとその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なNとの組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のkの変化を本方法により2%
k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.350 - 358, 1990/09
本発表は、高温工学試験研究炉の核設計計算用コードシステムの内容を説明し、本コードシステムが十分な計算精度を有することを明らかにするものである。本コードシステムの計算精度評価には、VHTRCの実験データの解析を行なった。この解析より実効増倍率、制御棒反応度価値、反応度調整材反応度価値、出力分布に関する本コードシステムの評価誤差は、各々1%k、2.6%、0.6%及び2.9%であることが明らかとなった。
核融合実験炉特別チーム
JAERI-M 90-090, 94 Pages, 1990/06
核融合次期大型装置(FER:Fusion Experimental Reactor)計画は国内立地を前提に、日本が主導し、国際協力を採り入れながら核融合炉の建設を進めようというものである。実験炉FERは現在稼動中のJT-60などの大型トカマク装置と、発電を実証するための原型炉との中間ステップに位置する装置で、実燃料による長時間核燃焼プラズマの開発と、動力炉に必要となる超電導コイルやブランケットなどの主要機器技術を初めて総合的に実証・開発することを目的とするものである。このレポートは、1989年度(平成元年度)に実施したFERの概念検討の結果をまとめたものであり、本年1990年12月に概念検討が終了する予定である。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 徳原 一実*
JAERI-M 89-118, 67 Pages, 1989/09
日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉(熱出力30MW)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950
Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くすることが必要である。このため、ウラン濃縮度配分の調整による径方向出力分布及び軸方向温度分布の平坦化により、原子炉出口冷却材温度が950Cの条件下で燃料最高温度が制限値以下となる燃料配分を系統的に定めた。反応度調整材の諸元は、燃焼を通して炉心の余剰反応度が必要最小限となるように定め、制御棒の挿入により出力分布が歪まないようにした。本報は、この燃料最高温度低減のための系統的な燃料配分の設計手順及び設計結果について述べる。
竹田 辰興; 荘司 昭朗; 山本 新; 鈴木 紀男; 滝塚 知典; 溝口 忠憲*; 永見 正幸; 川端 一男*; 杉原 正芳; 藤沢 登
JAERI-M 85-080, 70 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パー卜2の日本のナショナルレポートの第VIII章に相当するものである。安定限界、閉込め、中性粒子入射加熱と電流駆動、運転シナリオ、燃焼プラズマに関するデータベースの評価を行なった。R&DプログラムとINTOR設計へのインパクトについても考察した。
東稔 達三
JAERI-M 8625, 64 Pages, 1980/01
このレポートはINTOR(国際協力トカマク炉)のプラズマの検討の一環として行った、プラズマの立上げ、燃焼及び停止に関するデータベースの評価をまとめたものである。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦; 佐藤 治
JAERI-M 8399, 253 Pages, 1979/08
第1次概念設計において設計されたMark-III炉心は、現在まで実験炉の基本炉心として位置づけられてきた。しかし、このMark-III炉心設定以後も主として安全上の余裕増加や運転上の余裕増加を目標に、燃料装荷方式や制御棒引抜き手順の改善の検討が行われた。その結果、Mark-III炉心は炉心核熱設計における前提条件に大巾な変更の必要が生じないならば、実験炉の炉心として所定の性能を達しうるものであることが明らかになった。同時に、これらの検討を通して、(1)妥当な炉心設計上の指針・基準の確立、(2)燃料装荷法に対する燃料管理、誤装荷に関する対策および運転管理などの面からの要求の明確化、(3)設計手法の精度確認と改善の方策、などの必要性も明らかにした。
新藤 隆一; 渡部 隆*; 石黒 興和*; 黒木 修二*
JAERI-M 7350, 64 Pages, 1977/10
第1次慨念設計に先行して実施された炉心参考設計Mark-IIIIにおいて、Mark-IIでの反応度制御素子設計を見直おすとともに、その改善が計られた。その結果、次のことが明らかになった。 (1)炉構造設計上の制約で制御棒本数の増加が望めないことから、棒外径は許容しうる最大の値にせざるをえない。(2)制御棒は双子型配置であり相互干渉性が著しく、補償反応量評価精度が重要になる。(3)炉心特性上で十分な性能を確保しようとすると、制御棒の設計余裕が減る。(4)可燃性毒物による反応度補償量を増すと燃焼にともなう反応度回復量が増大し、この反応度回復量を低減しようとすれば反応度の温度効果が増す。(5)従って、この相殺効果により可燃性毒物を用いることによって制御棒で補償すべき反応度を低減化することには限界がある。(6)後備停止系については補償反応度として燃焼分を分担しないとの考えに立てば、制御棒に較べて比較的余裕のある設計が可能である。
Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
no journal, ,
The HTTR has not been in operation since the great east Japan earthquake occurred on March 2011. Before the earthquake, the HTTR was operated by about half of its life of the first core. In order to prepare for restarting the HTTR, the information of nuclear characteristics such as control rod position is important. This study calculates the control rods position along with the burnup of the HTTR using the Monte-Carlo MVP code. Normally, the Monte-Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation. Therefore, this study develops an utility tool that allows the control rod to be changed during burnup calculation.
Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
no journal, ,
Determination of critical control rod position of a reactor during burnup is quite complicated because Monte-Carlo cannot change the geometry during transport calculation. This study develops a utility tool coupled with MVP-BURN code to automatically seek the critical control rod position of the HTTR. With the new tool, the procedure to determine the critical control rod position becomes simple, and the calculation time is also reduced.
