Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Application of 3-dimensional Monte Carlo code MCNP to shielding analysis for thick and complicated structure

村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.365 - 370, 1994/00

原研では現在、大洗研究所に黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温工学試験研究炉を建設中である。HTTRは、軽水炉と異なり、冷却材に遮へい能力を期待することができないことから、原子炉は複雑な形状を持つ遮へい体により遮へいされている。遮へい設計では、この構造を2次元輸送計算コードを用い、モデル化を保守的に行うことでその解析を可能にしている。本研究では、HTTRのような複雑な形状を持つ遮へい体の解析を3次元モンテカルロコードによりできるだけ詳細に実施する手法を開発した。本手法は、HTTRの遮へい解析に適用され、その結果、本手法がHTTRのような複雑な体系に対しても、適切な計算時間で十分な精度を持った結果が得られることが確かめられた。また、HTTRの遮へい設計結果と比較することにより、遮へい設計が十分な保守性を持って実施されていることが確認された。

Some safety margin related topics in the Nuclear Criticality Safety Handbook of Japan

奥野 浩; 野村 靖

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety, Margins in Criticality Safety, p.48 - 53, 1989/00

日本の臨界安全ハンドブックから安全裕度に関する話題を2、3拾い出して議論する。初めに、単一ユニットの臨界安全性評価でどんな種類の安全裕度を考慮すべきかを挙げ、特に計算誤差に伴うものについて述べる。第2の話題では、単一ユニットのモデル化に伴う安全裕度の例のうち、均質燃料の不均一分布と十分な反射体厚さについて述べる。第3の話題では、複数ユニットの臨界安全性評価上での安全裕度の例として、複数ユニットの孤立化厚さと、ユニット間の中性子相互作用を評価するために開発された計算コードMUTUALについて述べる。

確率論による高温ガス実験炉の反応度余裕評価

金子 義彦

JAERI-M 8847, 17 Pages, 1980/05

JAERI-M-8847.pdf:0.66MB

反応度余裕に関する安全基準が満足される可能性を設計誤差を考慮して原子炉の設計段階において定量的に評価するための確率論的手法を提案した。この手法を高温ガス実験炉のいくつかの設計研究炉心に適用して、停止余裕、及び運転余裕に関する安全基準が満足される確率を計算した。Mark-III炉心について、以上の安全基準が標準偏差の3倍の限界に相当する99.7%以上の確率で満足されるためには、コールドクリーンの炉心の実効増倍率及び制御棒、可燃性毒物、Xe、Smの毒作用もしくは炉心の温度上昇についての反応度価値の標準偏差は、相互の相関を無視した場合、それぞれの設計値の0.79及び5.2%以下であることが必要になることが結論された。また、相互の相関を考慮すると、以上の標準偏差はさらに小さい値になることが必要になる。