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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：11.8(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。
西原 健司; 岩永 宏平; 山根 剛; 岡嶋 成晃
JAERI-Research 2002-030, 63 Pages, 2002/12
JAERI-Research-2002-030.pdf:3.81MB
中性子源の存在する臨界実験装置において、定常状態から反応度を加えるなどして、他の定常状態に移行するような実験では、反応度と中性子源の変化が終息した後に中性子束が過渡変化している。この状態を解析して、その区間における反応度や中性子源強度、あるいはその両方を得る手法として、一般に逆動特性法(IK法)を用いることが出来る。しかし、従来の解法では測定された出力の誤差を考慮した、最も尤度の高い解を求めることや、得られた測定値の誤差を評価することができなかった。本研究では、最尤法を適応して、もっとも尤度の高い反応度と中性子源強度を決定し、その誤差を得る手法を開発した。また、FCAのロッドドロップ実験に対して本手法を適用し、手法の妥当性を確認した。
山下 清信; 竹内 光男; 藤本 望; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 野尻 直喜; 田村 誠司*
日本原子力学会誌, 41(1), p.35 - 38, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉等では制御棒を瞬時に挿入できることから、落下法による反応度測定で制御棒の全挿入が瞬時に完了しなければならない前提条件は満たされていた。反応度事故時でも燃料温度の上昇が緩慢であり安全上、制御棒を急速に挿入する必要がない高温工学試験研究炉では、制御棒駆動機構への負荷を軽減するため挿入時間は12秒以下としている。このような原子炉に従来の落下法を適用すると制御棒の反応度価値は大幅に過小評価され測定誤差が大きくなる。そこで、反応度を連続的に測定できるIKRD法を用いて落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定できると考え、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)で確認実験を行った。実験及び解析結果の比較から、IKRD法を用いても反応度価値は、10%以下の誤差で測定できることを確認した。
U at FCA, I; Reactivity worth measurement with a small heated sample up to 1500
C岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 安藤 真樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.202 - 210, 1996/03
被引用回数：3 パーセンタイル：32.66(Nuclear Science & Technology)原研高速炉臨界集合体(FCA)のためのドップラー効果測定の実験装置を開発した。この装置の完成により、1500CまでのUドップラー効果測定が可能となり、高温領域でのドップラー効果の予測精度の評価と向上を図ることができる。測定は、サンプル加熱・反応度価値測定法に基づく。実験装置は、高温部にタングステンを、その他の部分には不銹鋼を用いている。実験装置の概要を、本論文中に示した。開発した装置を用いて、酸化物燃料高速炉模擬炉心においてドップラー効果を測定した。解析では、JENDL-3.2を用いて1次摂動理論に基づいてドップラー反応度価値を計算した。計算には、超微細群セル計算コードPEACO-Xを用いて、ドップラーサンプルの実効断面積を計算した。計算は高温領域でのドップラー効果を若干過小評価した。測定データを外挿して、1500C以上でのドップラー効果を推定した。1500Cまでの測定データを用いると、従来の800Cまでの測定データによる推定に比べて、高温領域のドップラー効果の推定精度が飛躍的に向上した。
C in the fast critical facility FCA岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 安藤 真樹; 向山 武彦
Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.172 - 179, 1996/00
高速炉の安全性において、負のフィードバック効果として重要なドップラー効果の高温域での予測精度向上を図るために、FCAにおいて2000Cまでのドップラー効果測定を行った。測定には、(1)サンプル加熱・反応度価値変化測定法(1500Cまで)と(2)箔加熱・反応率変化測定法(2000Cまで)を用いた。ドップラー効果の中性子スペクトル依存性を調べるために、組成の異なる3つの体系において、測定を行った。解析では、共鳴遮蔽効果を正確に計算する超詳細群セル計算コード(PEACO-X)を用いた。サンプル加熱法によるドップラー反応度は一次摂動法により求めた。箔加熱法による反応率変化は、基本モードが成立していると仮定して、PEACO-Xと従来のセル計算結果から算出した。これらの計算には、核データとしてJENDL-3.2を用いた。計算は、ドップラー反応度では実験値を若干過小評価し、反応率変化では実験値と良い一致を示した。
岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1097 - 1104, 1994/10
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)サンプル加熱法によるUドップラー実験において、サンプルとサンプル周辺の炉心物質間の共鳴干渉効果を評価した。この干渉効果を検討するために、衝突確率法による超微細群セル計算コード(PEACO-X)を作成し、それを用いてFCAでのUドップラー効果測定を解析した。解析結果を従来の計算法(SLAROM)による解析結果と比較した。共鳴干渉効果は、炉心中のUの背景断面積に依存し、ドップラーサンプルの半径や密度にも依存する。共鳴干渉効果を考慮すると、ドップラー反応度の計算値は従来の計算値より大きくなり、サンプル依存性も解消し、計算の信頼性が向上した。
最適推定器の設計; 状態空間設計法と反応度推定への応用鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
JAERI-M 93-040, 25 Pages, 1993/03
H最適推定理論はL
関数空間に属する外乱全体に対する推定誤差の最大「エネルギ」をHノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されている。本報はこの最適推定理論の定式化の特徴に注目して、設計仕様を周波数重みとして最適化基準に反映した設計法を示す。次に、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルに本設計法を適用して高速炉の反応度推定器を設計する。最後に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する正味反応度の推定結果を示す。
C at FCA岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 早野 睦彦*; 笠原 芳幸*; 工藤 文夫*
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.523 - 524, 1992/11
高温領域でのドップラー効果の予測精度向上のため、2000Cまで測定可能な実験装置を開発し、FCAにおいて実験を行った。測定方法は、UOサンプルを1500Cまで加熱するサンプル加熱・反応度変化測定法とUO箔を2000Cまでレーザーで加熱する箔加熱・反応率測定法の2つを組せた。Uと実験装置の高温構造材(W)との共鳴の干渉効果を評価する超微細群セル計算コードを作成し、干渉効果が小さいこと確認した。計算値と実験値を比較すると、サンプル加熱法ではC/Eが0.8であり、箔加熱法では両者は良い一致を示した。
藤城 俊夫; 更田 豊志; 山崎 利
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 2, p.247 - 250, 1991/00
中性子並びに
線に曝されている原子炉内でのボイド率の計測は、線ボイド計や光学的計測機器が使用できないため、非常に困難である。このため、このような環境でも使用可能な振動板式密度計を新たに開発し、過渡的に発生する気泡の測定手法を確立した。はじめに炉外実験において性能の検証及び較正を行い、次にこれを原子炉安全性研究炉(NSRR)においてパルス照射された試験燃料棒から発生する水素量測定に応用した。本報では、振動板式ボイド計の原理・機構について説明するとともに、炉外較正試験結果並びに原子炉炉内実験結果を紹介し、計測手法の適用性などについて議論した。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 89-097, 155 Pages, 1989/08
本報告書は、1985年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、6回の燃料設計パラメータ実験(ステンレス鋼被覆燃料実験2回、照射済被覆管燃料実験2回、長尺燃料実験2回)、6回の欠陥燃料実験(擦過腐食燃料実験)、7回の燃料損傷実験(燃料溶融実験3回、冷却性実験2回、FP測定実験2回)、9回の特殊燃料実験(混合酸化物燃料実験7回、ガドリニア入燃料実験2回)、その他の実験16回(破壊力測定実験6回、変形量測定実験5回、音響測定実験3回等)、1回しの高温高圧力カプセル実験、及び2回の燃料挙動可視実験の総計48回である。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 86-012, 179 Pages, 1986/02
本報告書は、1984年1月から同年12月迄にNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察について纏めたものである。今期実施した試験は、6回の燃料設計パラメ-タ実験(長尺燃料実験2回、照射済被覆燃料実験4回)、3回の冷却条件パラメ-タ実験(強制対流実験2回、バンドル燃料実験1回)、4回の欠陥燃料実験(擦過腐食燃料実験4回)、3回の燃料損傷実験、18回の特殊燃料(HTGR燃料実験2回、混合酸化物燃料実験5回、GdO
添加燃料実験11回)、その他の実験18回(破壊力測定実験、変形量測定実験等)、4回の高温高圧カプセル実験、2回の高温高圧ル-プ実験、および4回の燃料挙動可視実験の総計62階である。
有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実
JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04
20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 84-168, 242 Pages, 1984/10
本報告書は、1983年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、4回の標準燃料試験(高発熱量実験4回)、5回の燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験1回、ステンレス鋼破覆燃料試験3回、照射済破覆燃料試験1回)、6回の冷却条件パラメータ試験(冷却水温パラメータ試験2回、強制対流試験1回、バンドル燃料試験3回)、3回の欠陥燃料試験(擦過腐食燃料試験3回)、8回の燃料損傷試験、2回の特殊燃料試験(HTGR燃料試験2回)、3回の高温高圧カプセル試験、2回の高温高圧ループ試験、6回の燃料挙動可視試験、およびその他の試験12回(音響測定試験、加速度測定試験、変形量測定試験、等)の総計51回である。
安全工学部反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 83-193, 112 Pages, 1983/11
本報告書は、1981年7月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(高発熱量試験、標準燃料再現性確認試験)、燃料設計パラメータ試験(ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメータ試験(強制対流試験)、特殊燃料試験(混合酸化物燃料試験)、欠陥燃料試験(擦過腐食燃料試験)、被覆管歪測定試験、水素発生量測定試験、燃料挙動可視試験、及び高温高圧カプセル試験の総計31回である。
金子 義彦; 中野 正文; 松浦 祥次郎
日本原子力学会誌, 19(6), p.380 - 390, 1977/06
被引用回数：2原子炉の反応度測定技術は長い歴史を有している。近年、新型炉の開発にとりくんでいる設計室や、原子炉の運転や保安に携わる現場から「反応度をもっと正確に測定できるようにすべきである」という要請がでてきた。その理由としては、原子炉の安全性、経済性さらに保守性の向上に対する反応度の重要性が強く意識されるようになったことにほかならない。この要請に対応して、内外の諸施設において、反応度測定技術に関して、着目すべき進歩がみられている。この総説では、これらの研究活動の実態について調査した結果をまとめるとともに、反応度研究の主として炉物理的問題点を整理し、今後の研究の目標について展望した。
金子 義彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(7), p.402 - 412, 1975/07
被引用回数：5中性子源増倍法、制御棒落下法および中性子源引抜法等の原子炉の大きな負の反応度測定法に対して積分的な改良が提示された。つまり、動的固有関数を基底とする展開法により、これらの実験法適用時の原子炉動特性を解析して、従来の一点観測形の原理式にかわって多点観測形の原理式が反応度を決定するために導出された。この多点観測形の原理式においては、多点において観測された核分裂計数管の計数面積が共役中性子束と核分裂スペクトルの積を重みとして、全炉心領域について空間的・エネルギー的に積分されるが、この過程において従来の一点観測形の原理式において系統誤差の原因となっていた動的歪曲や空間高周波の効果が払拭され正確な静的反応度が算出されることが結論された。また以上の問題のほか、中性子源挿入法による原子炉出力の絶対測定における中性子源の実効的強さのそのエネルギースペクトルや挿入位置依存症の評価式を導出した。
住田 健二; 金子 義彦; 黒川 良右; 朴 泰玩*
日本原子力学会誌, 4(12), p.825 - 834, 1962/00
抄録なし
