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山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1331 - 1344, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)反応度または外部中性子源強度の瞬時変化の後で生じる準定常状態における中性子計数率もしくはそのシミュレーションデータの経時変化に基づいて体系の反応度を評価した。その評価は準定常状態における出力の方程式に基づいて行った。研究の目的は中性子計数率の複雑な経時変化から適時に反応度を評価する方法を開発することである。開発した手法を中性子計数率のシミュレーションデータに適用した。そのデータは一点炉動特性コードAGNESによる計算とポワソン分布を持つ乱数によって作成したものである。さらにTRACYを用いて取得された未臨界実験データにも適用した。その結果、反応度の評価値と基準値の差は-10$以上の条件でのシミュレーションデータに対しては5%程度以下の差であり、-1.4$と-3.1$での実験データに対しては、7%程度以下であった。条件変化の数十秒後に反応度を評価できる可能性がこれにより示された。
山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力
を新しい変数
(出力の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点(
)はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点()はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。
山根 剛; 竹内 光男; 島川 聡司; 金子 義彦*
日本原子力学会誌, 40(2), p.122 - 123, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)負の大きな反応度測定法の一つに制御棒落下法があり、動力炉や試験研究炉において、炉停止余裕の決定等に広く使用されている。制御棒落下法の解釈には外挿法と積分計数法があるが、現在では、精度に優れた後者が適用される場合が多い。一方、最近では高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験をひかえて、制御棒の落下時間の影響を取り入れる必要のあることが明らかにされ、遅れ積分計数法が著者等により提案された。今回、実用的な観点から、その遅れ積分計数法において用いる補正因子Fの数値を代表的な実験条件に対して図表にまとめた。
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。
長家 康展; 小林 啓祐*
Annals of Nuclear Energy, 22(7), p.421 - 440, 1995/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.33(Nuclear Science & Technology)結合炉理論より導かれる多点炉動特性方程式を用いて時間依存多群拡散方程式を解く新しい方法が示されている。多点炉動特性方程式より得られる各ノード毎の核分裂源を各ノードに対する振幅関数として用いており、従来1つの振幅関数しか用いていなかった準静的解法を一般化したものとなっている。多点炉動特性方程式に現れるノード間の結合係数は正確に計算され、ベンチマーク問題を解いたときの解は参照解とよい一致を示した。更に2つの炉心からなる結合の弱い炉心についていくつかの数値計算例が示されている。
新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
日本原子力学会誌, 34(9), p.879 - 888, 1992/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)1988年3月9日、米国の沸騰水型炉(BWR5)ラサール2号炉で発表した中性子束振動事象に関して、何故振動発生に至ったのか、また、他のBWRと何がどの程度異なっていたために振動発生に至ったのかを明らかにするため、米国電力研究所(EPRI)で開発した過渡解析コードRETRANを用いて、不安定性の発生する領域を同定するための手法を開発し、その適用性を種々の物理量に関する感度解析と振動不安定性の実験の解析を実施する事により検証した。この結果、開発した解析手法は不安定性の発生する領域の同定に適用可能であることが分かった。また、開発した解析手法をイン・フェーズ振動とアウト・オブ・フェーズ振動の不安定境界の包含関係の検討に適用した。この結果、イン・フェーズ振動の境界を得る事ができた。しかし、アウト・オブ・フェーズ振動に関しては、一点近似核動特性モデルを使用したため求める事ができなかった。
新谷 文将; 秋元 正幸
JAERI-M 91-071, 53 Pages, 1991/05
炉心の冷却条件の変化が無視できるような体系での反応度事故時の炉出力と燃料温度挙動を、制御棒駆動系の特性を考慮して解析できる高速計算コードSHETEMPを作成した。本コード開発の目的は原子炉設計や安全審査計算で要求される数多くのパラメータ計算を行うことのできる高速計算コードを提供する事である。本コードは原子炉過渡熱水力解析コードALARM-P1に組み込まれていた一点近似核動特性と非定常一次元熱伝導計算モデルに新たに炉出力を制御するモデルを追加したものである。本コードの妥当性は本コードの計算結果と解析解との比較により確認した。また、サンプル計算から本コードは上記の要件を満足できることが分かった。本報はコードマニュアルとして作成したもので、解析モデル、使用法等を記した。
伊勢 武治
JAERI-M 6853, 80 Pages, 1976/12
空間依存動特性計算コ-ドのベンチマ-クおよびコ-ド開発の指針を得る為に、1点近似法及び準静的近似法による数値解法とベンチマ-クテストの現状が調べられ、その評価が成された。1点近似法ではPode型法が安定な数値解を与えるが、より高精度の改良型も有る。マトリックス分解法は直接法への拡張ができると言う点で魅力的な方法である。準静的近似ではIQ法が最良であり、直接法に比べて1桁程少ない計算時間が期待できる。また、精度が高く安定でもある。熱中性子炉に対しても高速炉に対しても適用できるが、特に高速炉に対して良い近似である。2次元拡散に基づく計算コ-ドが、3次元拡散及び2次元輸送に基づくものに比べて、実用性と言う点で最適である。いづれにせよ動特性コ-ドでは静特性計算が必ず伴なうので、この方面の数値解法の開発が切に望まれる。
