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竹田 武司; 和田 裕貴; 柴本 泰照
World Journal of Nuclear Science and Technology, 11(1), p.17 - 42, 2021/01
Many experiments have been conducted on accidents and transients of pressurized water reactor (PWR) employing the rig of safety assessment/large-scale test facility (ROSA/LSTF). Major results of the related integral effect tests with the LSTF were reviewed to experimentally identify thermal-hydraulic phenomena involved, regarding the PWR accident sequences in accordance with the new regulatory requirements for the Japanese light-water nuclear power plants. Key results of the recent integral effect tests utilizing the LSTF and future plans were presented relevant to multiple steam generator tube rupture accident with recovery operation, small-break loss-of-coolant accident (LOCA) with accident management measure on core exit temperature reliability, and small-break LOCA with thermal stratification under cold water injection from emergency core cooling system into cold legs.
Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08
The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.
Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; Klix, A.*; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 82(1), p.1 - 9, 2007/01
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)増殖ブランケット核特性実験に使用するベリリウムの核的特性の検証を目的として、ベリリウム体系の積分ベンチマーク実験を原子力機構FNSで実施した。直径628mm,厚さ355mmの疑似円柱体系に14MeV中性子を照射し、体系内に埋め込んだ炭酸リチウムペレットのトリチウム生成率を液体シンシレーションカウンタ法で測定した。実験結果は、中性子モンテカルロコードMCNP-4Cで解析した。なお中性子輸送用核データとしてはFENDL/MC-2.0及びJENDL-3.2/3.3、リチウムの反応率用にはJENDLドジメトリファイル及びENDF/B-VIを使用した。どの核データを使用した計算も、実験値と誤差10%以内で一致し、ベリリウムの核的特性に大きな問題はないことを確認した。
小林 捷平*; 井口 哲夫*; 岩崎 信*; 青山 卓史*; 島川 聡司; 池田 裕二郎; 小田野 直光; 桜井 淳; 柴田 恵一; 中川 庸雄; et al.
JAERI 1344, 133 Pages, 2002/01
中性子束及び中性子のエネルギースペクトルの決定に必要なJENDLドシメトリーファイル99(JENDL/D-99)を作成した。このドシメトリーファイルに収納したデータは47核種,67反応である。そのうち、主たるドシメトリー断面積の33反応と共分散データは同時に評価したが、残りの34反応データは主として初版のJENDL/D-91から引用した。評価作業にあたってはEXFORの実験データを参考にし、大部分の場合、これをGMAコードで処理した。データは、20MeV以下のエネルギー範囲において、ENDF-6フォーマットでpoint-wiseファイルとgroup-wiseファイルの二種類が与えられている。データの信頼性を確認するために、IRDF-90V2の評価値との比較,核分裂中性子場,高速/熱中性子炉の中性子場,DT中性子場及びLi(d,n)中性子場での平均断面積値との比較による積分テストを行った。本報告では、JENDL/D-99ファイルの内容と積分テストの結果について述べる。また、付録に当ドシメトリー断面積の図を載せる。
長谷川 明; 山野 直樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.723 - 727, 2000/03
JENDl-3.2に基づく標準遮蔽断面積ライブラリーJSSTDLの改定がシグマ委員会炉定数ワーキンググループの標準炉定数検討ワーキンググループのもとで行われた。これまで、JENDL-3.2に基づく、295群のライブラリーが使われてきたが、ポリエチレン多重層を多く含む体系に対して問題点が指摘されていた。これは、熱群に対する群構造の不備と、荷重関数の問題がかかわっている。改訂版JSSTDL-300では、熱群の群数を5群から10群にするとともに、群の切り方を工夫した。各種体系についてベンチマークテストを行い、適用性を確認した。遮蔽実験における日米協力プログラムJASPERベンチマーク実験の解析に本ライブラリーを応用した結果について述べる。解析手法は、シグマ委員会遮蔽積分テストワーキンググループで使われている標準手法が使われた。熱領域が強調される体系での適用性が確認された。
島川 聡司
JAERI-Data/Code 99-043, p.75 - 0, 1999/09
JAERI-Data-Code-99-043.pdf:3.38MB
改訂JENDLドシメトリーファイル(JENDL/D-99)の積分テストを、高中性子束をもつ核分裂中性子源であるJMTRの照射場で実施した。解析の結果、JENDL/D-99を用いた8種類のスペクトル平均断面積は、改訂前のJENDL/D-91及びIRDF90v2のスペクトル平均断面積に比べて大きな相異はないが、おおむね計算値と実験値の一致度は改善された。C/E比の範囲は、0.86~1.08であり、C/Eの平均値は0.956
6.7%であった。テストの結果、JENDL/D-99は高中性子束炉の照射場に対して、有効な評価を与えることが確認できた。
深堀 智生
Proceedings of 1999 Workshop on Nuclear Data Production and Evaluation, p.129 - 134, 1999/00
原研核データセンター(JAERI/NDC)は国内の核データセンター及び国外との窓口としての役割を果たしている。国内核データセンターとして、JAERI/NDCは(1)Japanese Evaluated Nuclear Data Libraty (JENDL) の整備、(2)核データの国外機関との授受、(3)国内ユーザ向け核データサービス、(4)シグマ委員会(Japanese Nuclear Data Committee, JNDC)の事務局としての運営を行っている。JENDL汎用ファイルは、現在までに、JENDL-1,2,3,3.1,3.2を公開しており、JENDL-3.2に関しては10
eV から 20MeVのエネルギー範囲で340核種の核データが格納されている。JENDL特殊目的ファイルは、特定の利用分野から要求される物理量の精度を向上させたものである。JNDCは約140名の委員により、本委員会、運営委員会、核データ専門部会、炉定数専門部会、核燃料サイクル専門部会、常置グループで構成されている。上述の専門部会は、それぞれ、JENDLのための核データ評価、積分テスト及び標準炉定数の検討、崩壊熱評価及び核分裂生成物収率を含む核種生成量評価を行っている。本報告では、これらの活動に関して概要を説明する。
大山 幸夫; 馬場 護*; 渡辺 幸信*; 河野 俊彦*; 沼尻 正晴*; 植木 絋太郎*; 小田野 直光*; 山野 直樹*; 小迫 和明*; 林 克己*; et al.
JAERI-Review 98-020, 130 Pages, 1998/11
シグマ委員会では近年の加速器利用の進展に伴い、基礎研究、放射性廃棄物の消滅処理研究、核融合炉材料研究、医学診断・治療研究など多岐に渡る分野において共通の基礎データである中高エネルギー領域核データの整備を目的として、JENDL High Energy File(JENDL-HE)の整備作業を実施してきた。一方、そのデータレビュー及び積分テスト手法が未確立であり、JENDL-HEの利用を促すためにも積分的検証が必須である。このため、シグマ委員会ではJENDL-HEに関する積分評価のためのタスクフォースを設置し、問題点の現状を調査・検討し、今後のシグマ委員会における中高エネルギー核データ評価及び整備に対する指針を得ることを目的として調査活動を実施した。本報告書は本タスクフォースの調査検討結果をまとめたものであり、シグマ委員会に対する報告を行うものである。
S(n,p)P and 
Cl(n,
)P reaction cross sections in the energy range of 13.3-14.9MeV and their integral test below 14MeVY.M.Verzilov*; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎
Fusion Engineering and Design, 37(1), p.95 - 105, 1997/00
被引用回数：6 パーセンタイル：47.96(Nuclear Science & Technology)原研FNSのD-T中性子源を用い、S(n,p)P及びCl(n,)P反応の断面積を13.3-14.9MeVのエネルギー範囲で測定した。照射試料を水に溶かし、Pの
崩壊に伴うチェレンコフ光を測定してPの放射化量を求め、これから
Nb(n,2n)
Nb反応断面積に規格化した断面積を導出した。また、14MeV以下におけるこれら2つの断面積の積分テストを目的として、ベリリウム体系中に設けた5つの異なる中性子場において反応率を測定した。これらの反応率を4つの放射化断面積ライブラリ(JENDL Activation File,ADL-3T,EAF-3.1,FENDL/A-1.0)を用いた計算値と比べ、各ライブラリの断面積データの妥当性を調べた。
G.S.Rhee*; 久木田 豊; R.R.Schultz*
NUREG/CP-0149 (Vol. 1), 0, p.243 - 264, 1996/00
ROSA/AP600実験は、原研のROSA装置を用いてAP600炉の事故時熱水力挙動に関する総合実験を行うものである。これまでに、低温側配管破断、炉心補給水タンク均圧ライン破断、圧力容器直接注入ライン破断、自動減圧系誤作動、蒸気発生器伝熱管破断、主蒸気管破断、全交流電源喪失シナリオを模擬した合計14回の実験を実施し、全ての実験において、受動安全系の作動により炉心は十分な余裕をもって冷却されたが、以下の3点についてはさらに詳細な検討が必要であることがわかった。(1)凝縮による圧力振動及び水撃 (2)静的余熱除去系が接続された低温側配管内の過渡成層 (3)自動減圧系作動後の系全体の圧力、水位等の振動
金子 義彦*; 山根 剛; 島川 聡司; 山下 清信
日本原子力学会誌, 38(11), p.907 - 911, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)積分計数法は原子炉の臨界未満度を決定する制御棒落下実験で広く使用されてきた。制御棒の挿入開始にともなって起る中性子密度の減衰は、その挿入度が低いと遅れる。一点動特性に基づく解析によると、これまで使われてきた積分計数法では、たとえ挿入時間が1~2秒の領域でも反応をかなり過小評価してしまう。高温工学試験研究炉(HTTR)については挿入時間は4~6秒に拡大される。この問題に対処するため遅れ積分計数法を提案する。この方法では、制御棒の落下が完了してから積分計数を始め、また、それ以前の計数に対する補正は瞬時挿入を仮定した一点炉動特性モデルを用いた計算により実施する。その理由は、制御棒落下の遅れの中性子密度減衰の遅れへの影響はその時点でほとんど消失するからである。この方法によれば20ドルもの大きな負の反応度が系統誤差2%の範囲で決定し得る。
久木田 豊
原子力工業, 38(5), p.8 - 16, 1992/00
本稿では、PWRの小破断冷却材喪失事故(LOCA)及び異常な過渡変化時の熱水力挙動に関する研究計画であるROSA-IV計画の主要な成果ならびに将来計画を紹介する。ROSA-IV計画はTMI事故を契機として1980年に開始され、LSTF装置による総合実験を中心として、事故時の原子炉熱水力挙動の解明、解析コードの開発・改良、事故時運転員操作の有効性の実験的評価、実機における事故・故障事例の実験的評価などを目的とする研究を進めてきた。次期計画であるROSA-V計画では、同じくLSTFを使用し、炉心損傷防止のためのアクシデントマネージメントに関する研究を行う予定である。
「シグマ」特別専門委員会
日本原子力学会誌, 33(12), p.1142 - 1150, 1991/12
本報は平成元年と2年における「シグマ委員会」の活動に関するものである。この間の各ワーキンググループや諮問・調整委員会そして常置グループの活動を総括し、合わせてJENDL-3 FPファイル、特殊目的核データファイル、国際協力などについて報告する。特筆すべき事は、核分裂炉から核融合炉までのニーズに応えうるJENDL-3汎用ファイルに引き続き、広範な核分裂生成核種についての中性子断面積データを収録したJENDL-3 FPファイルも完成し、JENDL-3全体を公開したこと、そして崩壊熱計算のための精度の良いJNDC FP核データライブラリー第2版を完成させ、公開したことである。これらにより「シグマ委員会」の活動が一時期を画したことになる。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 村田 秀男
JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07
本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 安濃田 良成; 田坂 完二*
Nucl. Eng. Des., 131, p.101 - 111, 1991/00
被引用回数：24 パーセンタイル：90.25(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV計画LSTF装置によるPWR小破断冷却材喪失事故(LOCA)及び異常な過渡変化に関する総合実験の第1期(第1次模擬燃料体を用いた実験、85年5月~88年8月)の主要な成果について述べる。本実験期間には合計42回の実験が行われ、内訳は小破断LOCA実験29回、異常過渡実験3回、1次系内の自然循環を定常状態で模擬した実験10回であった。これらの実験によって、小破断LOCA時及び異常過渡時におけるPWRの基本的熱出力挙動、特にループシールクリアリング現象、リフラックス冷却過程など、冷却材が減少した状態における炉心冷却を支配する種々の現象が解明された。
久木田 豊; 安濃田 良成; 浅香 英明; F.Serre*
Power Plant Transients; 1990, p.7 - 14, 1991/00
PWRの全電源喪失事故(TMLBシーケンス)を模擬した実験をROSA-IV LSTF装置において実施し、計算コードRELAP5/MOD2及びCATHARE-1を用いて実験後解析を行なった。実験においては、まず蒸気発生器2次側冷却材が炉心崩壊熱のために過源開始後約5000秒で完全に蒸発して蒸気発生器による原子炉冷却機能が失われ、その後、1次系の圧力上昇により加圧器安全弁から1次系冷却材が流出して、過渡開始後9700秒で炉心露出が開始した。計算コードによる解析は実験結果をおおむね良好に再現したが、蒸気発生器2次側の水位の計算に若干の問題がみられ、これが1次系の挙動の予測に影響をおよぼした。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
