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古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔
Nuclear Engineering and Technology, 55(11), p.4002 - 4018, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)An integrated neutron interrogation system has been developed for non-destructive assay of highly radioactive special nuclear materials, to accumulate knowledge of the method through developing and using it. The system combines a differential die-away (DDA) measurement system for the quantification of nuclear materials and a prompt gamma-ray analysis (PGA) system for the detection of neutron poisons which disturb the DDA measurements; a common D-T neutron generator is used. A special care has been taken for the selection of materials to reduce the background gamma rays produced by the interrogation neutrons. A series of measurements were performed to test the basic performance of the system. The results show that the DDA system can quantify plutonium of as small as 20~mg and it is not affected by intense neutron background up to 4.2~TBq and gamma ray of 2.2~TBq. As a result of the designing of the combined system as a whole, the gamma-ray background counting rate at the PGA detector was reduced down to 
s
even with the use of the D-T neutron generator. The test measurements show that the PGA system is capable of detecting less than 1~g of boron compound and about 100~g of gadolinium compound in~30 min. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT.
藤本 望*; 福田 航大*; 本多 友貴*; 栃尾 大輔; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2021-008, 23 Pages, 2021/06
JAEA-Technology-2021-008.pdf:2.62MB
SRACコードシステムを用いて可燃性毒物棒周辺のメッシュ分割がHTTR炉心の燃焼計算に与える影響を調べた。この結果、可燃性毒物棒内部のメッシュ分割は燃焼計算に大きな影響を与えないこと、実効増倍率は可燃性毒物棒周辺の黒鉛領域をメッシュ分割することで従来計算より測定値に近い値が得られることが明らかとなった。これにより、HTTR炉心の燃焼挙動をより適切に評価するには、可燃性毒物棒周辺黒鉛領域のメッシュ分割が重要になることが明らかとなった。
石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.
JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08
JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB
2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の
U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。
小嶋 健介
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3283 - 3292, 2016/05
核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、実験値との比較により、MOSRA-SRACの適用性を検証した。実験値としては、照射後試験SFCOMPO 99-5を選定した。この試験では、東京電力福島第二原子力発電所で使用された8
8BWR燃料集合体から引き抜かれたUO
-GdO
燃料棒の主要な重核種と核分裂生成物の組成が測定されている。比較の結果、実験値とMOSRA-SRACによる計算値はよく一致することがわかった。ウランおよびプルトニウム核種については、
Puを除き、5%以内で一致した。Puは30%の過大評価となったが、これは燃料棒のボイド率履歴が不明であるためであると考えられる。核分裂生成物は、約10%以内で一致した。
原田 正英; 渡辺 昇; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 前川 藤夫; 加藤 崇; 池田 裕二郎
LA-UR-06-3904, Vol.2, p.700 - 709, 2006/06
JSNSにおいて、全ての中性子ビームラインに対するパルス特性データは、装置設計において不可欠である。詳細な計算モデルを構築し、PHITSコード及びMCNP-4Cコードを使用して評価を行った。これらの結果は、2004年9月よりJ-PARCのホームページ上で、公開している。製作設計を行っている中で、モデレータ形状の変更により、パルス特性(特にパルステールで)が低下していた。計算から、デカップラーと反射体容器設置する中性子吸収ライナーとの隙間からの漏洩中性子が原因であることがわかった。現在、製作設計の最終段階で、パルス特性を低下させるほかの要因を注意深く見つけ、製作設計にできるだけ反映させようとしている。さらに、デカップラー,ライナー及びポイズンの不均一な燃焼を考慮したパルス特性評価,各中性子ビームホールでのGeVまでの高エネルギー中性子エネルギースペクトルの導出も行った。
藤本 望; 野尻 直喜; 安藤 弘栄*; 山下 清信*
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.23 - 36, 2004/10
被引用回数：13 パーセンタイル：63.95(Nuclear Science & Technology)HTTRの核設計では、設計要求を完全に満たすように反応度バランスが計画されている。また、反応度係数の評価から、原子炉の安全性を確認した。炉内の出力分布はウランの濃縮度を変化させることにより燃料温度を制限値である1600
C以下に維持するよう最適化されている。この最適化された出力分布の燃焼による変化は、局所的な反応度変化によって低減している。この低減は可燃性毒物の緒言の最適化により行われている。設計に用いた解析モデルは初臨界試験の結果に基づいて修正が行われた。モンテカルロコードMVPもまた初臨界の予測に用いられた。過剰反応度の予測値は実験値とよい一致を見た。
藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信*
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.155 - 162, 2004/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.18(Nuclear Science & Technology)HTTRは低濃縮ウラン燃料と可燃性毒物棒を用いている。HTTRの核設計コードシステムの検証を目的として、VHTRCが建設された。これをもとに実効増倍率,中性子束分布,可燃性毒物の反応度価値,制御棒価値,温度係数の設計誤差を評価した。モンテカルロコードの解析精度も評価した。
長尾 美春; 宮澤 正孝; 小向 文作; 藤木 和男
JAERI-Tech 2003-067, 33 Pages, 2003/07
JAERI-Tech-2003-067.pdf:1.63MB
大洗研究所JMTR(定格出力50MW)は、第145サイクルの共同利用運転を行っていた2002年5月14日午前11時40分頃、「制御棒外部コイル追従不良」のスクラム信号が発信し自動停止した。本件について原因調査を行った結果、5本の制御棒のうちの一つであるSH-3について追従不良検出回路のリレー端子に緩みがあり、接触不良によってリレーが作動してスクラム信号が発信したと判断された。しかし調査の過程で、自動制御棒に使用されていた制御棒SR-1位置の記録から、自動停止前数時間のSR-1の挙動が複雑で実際に追従不良が生じた可能性も否定できなかったため、SR-1の挙動について、原子炉の動特性の観点から分析を行った。その結果、当日午前7時前後から自動停止に至る約5時間のSR-1の位置変化は、1次冷却水の温度変化による減速材温度反応度,運転員による出力調整,燃料中の235Uの燃焼による反応度変化、の影響が重なり合ったものであることがわかった。
原田 正英; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 甲斐 哲也; 池田 裕二郎
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.697 - 706, 2003/07
NMTC/JAM及びMCNP-4Cを用いて、JSNSにおける2台の非結合型モデレータの中性子特性に関する最適化研究を行った。計算モデルはターゲット・モデレータ・反射体集合体を詳細に反映したものを用いた。水素は、100%パラを仮定した。2台のモデレータの形状は、水筒型で、13
12
6.2
cm
のものを用いた。ユーザーの要求に合わせて、デカップリングエネルギーは、1eVを適用した。デカップラ-材質は、銀・インジウム・カドミウム合金を採用した。非結合型モデレータでは(特にポイズンドモデレータで)、取り出し角度依存性が顕著であることがわかった。それゆえ、取り出し角度は、ポイズンドモデレータとポイズン無しのモデレータとで、それぞれ7.5と17.5に制限した。ポイズン材質として、カットオフエネルギーが高くピーク強度が高くなるカドミウムを採用した。ポイズン位置は、ユーザーの要求に合わせて、取り出し面から25mmとした。
高田 友幸; 三好 慶典; 片倉 純一
JAERI-Tech 2003-036, 80 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-036.pdf:3.67MB
臨界安全性評価コードシステムJACSのうち、多群定数ライブラリーMGCLと3次元モンテカルロ計算コードKENO-IVの組み合わせによる臨界計算の精度評価を行うために、ベンチマーク計算が1980年から1982年に実施された。その中で非均質体系において計算された中性子実効増倍率が0.95を下回るケースがいくつか見られた。本報告書ではJAERI-M 9859に示されている中性子毒を含むU+Pu硝酸水溶液体系のうちの非均質体系について、その原因を検討し、再計算を実施した。検討の結果、JAERI-M 9859に示されている0.95を下回る実効増倍率は、KENO-IVの計算モデルにおいて円筒容器の下部に水反射体が設定されていないことに起因することが判明した。これを考慮すると0.95を下回ることはなく、実験値1.0に近いものとなる。
神戸 満*; 角田 弘和*; 三島 嘉一郎*; 川崎 亮*; 岩村 公道
JAERI-Tech 2003-016, 68 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-016.pdf:4.37MB
本研究は、月面用の超安全・超小型原子炉RAPID-L(ウラン窒化物燃料リチウム冷却高速炉:電気出力200kW)に関するものである。原子炉はリチウム冷却の高速炉で、熱電変換システムにより発電し、廃熱はラジエーターパネルからの放射によって逃がす。RAPID-Lでは10年間連続運転が可能なウラン窒化物燃料の炉心を採用している。さらにRAPID燃料交換方式を採用する。これはカートリッジ式の一体型炉心を使う方式で、月面上でも迅速容易な燃料交換を可能にしている。したがって燃料交換後さらに10年間の運転が可能になる。本原子炉では従来型の制御棒を削除し、液体ポイズンのリチウム-6を使用する反応度制御装置(Lithium Expansion Module: LEM),原子炉停止装置(Lithium Injection Module: LIM)及び原子炉起動装置(Lithium Release Module: LRM)を採用し、無人での完全自動運転を可能とした。原子炉は総重量7.6tonで、通常のロケットにより1回で打ち上げが可能な寸法及び重量である。原子炉構造は直径2m,高さ6.5mである。信頼性向上のため可動機器を削除する方針で、エネルギー変換方式としては筆者らが開発中の高性能熱電変換システムを採用する。
藤本 望; 山下 清信
JAERI-Research 99-059, p.43 - 0, 1999/11
JAERI-Research-99-059.pdf:2.51MB
これまで、HTTRの炉心解析モデルについて、VHTRCの実験結果を用いて検証が行われてきた。またモンテカルロコードとの比較に基づき、ゼブラ型反応度調整材の形状及び位置の効果、中性子ストリーミング効果を考慮できるようモデルの改良が進められてきた。さらにこの改良モデルを用いて臨界試験の予備解析が行われてきた。しかしながら臨界試験の結果から、予備解析に用いたモデルでも過剰反応度を過大に評価することが明らかとなった。検討の結果、燃料セルの外径が過大で実際より減速材の黒鉛が多いため柔らかい中性子スペクトルとなり、Uの核分裂断面積を大きく評価していることが原因であると考えられた。そこで、燃料セルの外径をこれまでより小さい、燃料棒のピッチによる値とすることにより、臨界試験結果とよく一致する結果を得ることができた。
藤本 望; U.Ohlig*; H.Brockmann*; 山下 清信
JAERI-Tech 98-060, 56 Pages, 1999/01
IAEAの国際協力計画のひとつであるHTTRのベンチマーク問題について、1998年8月の第1回会合で報告された原研とドイツユーリッヒ研究センターの拡散計算モデルとその結果についての比較を行った。その結果、全炉心装荷した状態では良い一致を見たが、燃料装荷途中では原研の結果が約1%
k高い値を示した。この原因を検討するため、エネルギー群数、制御棒挿入孔からの中性子ストリーミング、反応度調整材のモデルによる効果についての検討を行った。その結果、エネルギー群及びストリーミングによる差は比較的小さいことがわかった。反応度調整材については、セルモデルの寸法による感度解析を行いその効果を明らかにした。これらの結果を基に、それぞれの解析モデルについて今後の改良項目を提案した。
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、GdO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; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 藤本 望; 竹田 武司
Nuclear Science and Engineering, 122, p.212 - 228, 1996/00
被引用回数：23 パーセンタイル：85.72(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用の核設計コードシステム(NDCS)を、既存のコードの改良及び格子燃焼計算コードDELIGHTの新たな開発により、確立し、その検証は、VHTRC-1の実験データを用いて行った。NDCSを用い炉心内の出力分布の最適化を行い、ブロック型高温ガス炉として世界で最も高い原子炉出口冷却材温度950Cを達成可能な高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計を行った。出力分布の最適化は、ウラン濃縮度及び可燃性毒物諸元を炉心内で変化させることにより行った。核分裂性物質の燃焼による出力分布の最適形状からの逸脱は、局所反応度を平坦化することにより防止した。同時に炉心全体の過剰反応度を必要最小限に抑制し、制御棒を炉心内に殆ど挿入せずに原子炉を運転できるようにした。ここで行ったNDCSの開発及びHTTRの設計により、低濃縮ウランを用い、950Cのような高い原子炉出口冷却材温度を目ざすブロック型高温ガス炉の核設計手法の基礎が確立したと言える。
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。
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950C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。
