An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108454

A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

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

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

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。

Measurement of flux tilt and eigenvalue separation in axially decoupled core

安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05

https://doi.org/10.3327/jnst.34.445

核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。

Analysis of control rod reactivity worths for AVR power plant at cold and hot conditions

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05

https://doi.org/10.3327/jnst.31.470

反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。

Selected reactor physics phenomena observed during N.S.Mutsu power-up tests

板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 落合 政昭; 原子力船むつパワーアップ実験計画チーム

Proc. of the Int. Conf. on Nuclear Power Plant Operations; Ready for 2000, p.435 - 441, 1992/00

1990年、原子力船「むつ」の出力上昇試験がなされた。その間、多くの炉物理特性が測定されかつ解析された。この論文では炉物理試験で観測された特性のうちいくつかを紹介する。即ち、温態臨界における種々の制御棒位置の組合せ、過剰反応度測定試験中に見られた強い制御棒相互干渉、制御棒移動に伴う炉外中性子検出器応答特性の変化について記述する。これらの複雑な現象を解明するため、新しい解析技法を取り入れた3次元計算が種々なされた。計算結果は実測値を良く再現した。これら3次元解析の結果より、舶用炉の炉物理特性を精度良く予測するためには3次元解析が不可欠であることが結論された。

Experimental study on reactivity worth for absorber material in high conversion light water reactor using FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium

岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10

https://doi.org/10.3327/jnst.27.950

高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるBC及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、BCについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよびXeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。

SHE-8炉心の制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数の解析; VHTR核設計法の精度検討,2

土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一

JAERI-M 9911, 32 Pages, 1982/02

JAERI-M-9911.pdf:1.08MB

濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEにおける実験のうち、SHE-8炉心を対象に実験用制御棒の反応度価値と、臨界時即発中性子減衰定数の解析を行ない、実験値と比較・検討した。解析では、中性子スペクトル計算に高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を、また炉心の中性子減衰定数の算出には2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いるものとし、輸送近似と出来る限り厳密な空間モデルを採用した18群S6PO計算を行なった。解析の結果、制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数とも5%程度の誤差範囲で実験値と一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法がほぼ妥当なものであることが確認された。

対配置制御棒反応度価値解析用コードDIRKの使用マニアル

新藤 隆一; 平野 光将; 深井 佑造*; 長浜 文夫*

JAERI-M 8553, 52 Pages, 1979/11

JAERI-M-8553.pdf:1.2MB

多目的実験炉の炉心では2本の制御棒が対配置されるが、このような場合、制御棒の反応度価値の評価には対となる制御棒間の相互干渉効果のため高度の解析手法が必要になることから本コードが開発された。本コードは双子型に制御棒が配置された制御棒領域とその周囲の均質な燃料領域とからなる格子系を対象とするもので、中性子輸送は制御棒領域では衝突確率法で、外周の燃料領域では拡散近似で扱われる。本コードはこれまで多目的実験炉の炉心設計の一環として、双子型制御棒体系における配置効果の検討に使用されてきている。

Improvement of correlated sampling Monte Carlo methods for reactivity calculations

中川 正幸; 朝岡 卓見

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(6), p.400 - 410, 1978/06

https://doi.org/10.3327/jnst.15.400

反応度を2次の摂動項まで計算できるように2種類の相関サンプリングモンテカルロ法(similar hight path methodとidentical flight path method)を改良した。非摂動系と摂動系の摂動領域を通過した中性子が核分裂により発生する第2世代の中性子も両体系間で相関がよくなるように、サンプリング法及び追跡法に工夫を行った。これらの方法は多目的モンテカルロコードMORSE中に組み込み、得られた反応度の統計的誤差も計算できる。これらの手法を用いて、FCAV-3体系の制御棒価値の解析を行い、その結果標準偏差内で測定値を予測することができた。ここで改良した2つの方法の内SFP法の方が制御棒価値の解析には、より有用であることがわかった。