Reactivity estimation based on the linear equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1331 - 1344, 2022/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2053221

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。

A Linear Equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1736682

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。

Area ratio method via linear combination of the neutron counts in pulsed neutron experiment

方野 量太

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

加速器駆動システム(ADS)の高精度未臨界度測定に向け、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数()を測定する手法として線形結合法を提案している。提案手法は、パルス中性子実験において複数の検出器で測定された中性子計数の時間進展を線形結合させることにより、未臨界度測定に誤差をもたらす空間高次モードを低減させ、を測定する手法である。本研究は、提案手法の更なる可能性検討として、線形結合法によって結合された中性子計数の即発中性子成分と遅発中性子成分の比(面積比)がドル単位未臨界度と等価であることを理論的に示し、数値計算を通じてドル単位未臨界度の測定可能性を示した。本研究によって、高次モードによる誤差を低減させた、未臨界度絶対値測定が可能となると期待できる。

On-line subcriticality measurement using a pulsed spallation neutron source

岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1274687

To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the -fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the -fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.

Revised data for 2nd version of Nuclear Criticality Safety Handbook/Data Collection

奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典

JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-2003-019

この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k, M, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。

STACY非均質炉心における位置検出型比例計数管による中性子束分布の測定と解析,1(受託研究)

村崎 穣; 宇野 祐一; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-029, 107 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-029.pdf:7.04MB

未臨界度測定手法の開発のため、STACY非均質炉心体系の実験において、位置検出型比例計数管(PSPC)により、炉心タンク外側近傍における中性子束分布の測定を行った。測定の結果、硝酸ウラニル溶液のウラン濃度50g/L~210g/Lの範囲における臨界時及び未臨界時の中性子束分布を13mmの位置精度で得た。また、パルス中性子実験における測定により、即発中性子減衰定数を求めた。さらに、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより、PSPC測定位置における中性子束分布及びHe反応率分布を求め、PSPC測定値との比較を行った。比較の結果、カドミウムカバー付きPSPCの測定値に対して、計算値は、臨界液位の半分の高さより上部ではおおむね一致したが、それより下部では両者の差が大きくなった。一方、カドミウムカバーなしの測定値に対して、計算値は良く一致した。

The evaluation of radiation damage to the target material due to the injection of medium-and high-energy protons

高橋 博*; X.Chen*; 高下 浩文*; 原田 秀郎*; 西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 2, p.960 - 966, 1996/00

加速器駆動未臨界高速炉について、高エネルギー陽子照射によるビーム入射窓、ターゲット及びターゲット容器のdpa、水素発生量、ヘリウム発生量の計算を行った。定格出力600MWth、実行増倍係数(K)~0.9の炉を1GeV、30mAの陽子ビームで駆動するとき、ビーム入射窓、ターゲット及びターゲット容器の寿命は1年程度と見積られた。照射損傷はほぼビーム電流に比例するので、K~0.99とするとビーム電流は3mAとなり、寿命は10年程度になる。また、陽子エネルギーを1GeVから3GeVに増大すると、ビーム電流を1/3に減少でき、寿命は3倍になる。陽子エネルギーを増大させるために、加速器は大きくなり、ビーム取出し技術の研究開発が必要となる。

Applicability of Averys coupled reactor theory to estimate subcriticality of test region in two region system

久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.513 - 520, 1992/06

https://doi.org/10.3327/jnst.29.513

TCAにおける2領域炉心のテスト領域の未臨界度を推定するための実験を解析し、Averyの結合炉理論に基づき測定可能なデータのみにより実現される推定方法の妥当性を検討した。Averyの定義が明確でないために、臨界でないときの結合係数を定義し直した。その結合係数を用いて、テスト領域の実効増倍率に関し2通りの評価を行った。一方は測定可能なデータのみを用いた簡易的な評価であり、他方は正確な評価である。評価結果を比較した結果測定可能なデータのみによる推定方法が妥当であるのは、テスト領域の未臨界度がかなり小さい場合のみであることがわかった。従って、この推定方法は一般の結合炉体系に対し適用できないと結論された。

高速炉体系における大きな負の反応度の測定,3; 中性子源引抜き法

中野 正文; 溝尾 宣辰; 向山 武彦; M.Cho*

JAERI-M 6496, 21 Pages, 1976/03

JAERI-M-6496.pdf:0.85MB

深い未臨界状態にある体系の反応度を可能な限り正確に求めることを目的にFCA VI-2 B2集合体において一連の実験を行った。反応度測定法として5つの方法を採用したが、本報告はそのうち中性子源引抜き法による測定について述べる。BC量の変化、その挿入位置の変化により-2ドルから-7ドルまでの未臨界体系を作り、体系の内外に置いた5系統の測定系により反応度を測定した。外部中性子源としてコッククロフト加速器からの14MeV中性子を用いた。反応度の観測値の検出器位置依存性は、BCピン・クラスター位置との関係よりも中性子源位置との関係が大きいことが判明した。検出器位置の中性子検出効率を導入し、中性子源挿入時と引抜き後の検出効率の違いを補正すると体系内の観測値は互に一致するようになり、反応度の定義と厳密に一致する実験値を十分な精度で求めることが出来た。この実験値は中性子源増倍法による実験値と3%以内で一致した。

Reactor physics experiments using transmutation physics experimental facility for research and development of accelerator-driven system

岩元 大樹; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 前川 藤夫

no journal, , 

The effectiveness of reactor physics experiments using Transmutation Physics Experimental Facility (TEF-P) in J-PARC was analysed from the viewpoint of the reduction of uncertainties in the calculated reactor physics parameters (criticality and coolant void reactivity) of the ADS proposed by JAEA. The analysis was conducted by the nuclear-data adjustment method using JENDL-4.0 on the assumption that several types of reactor physics experiments using minor actinide bearing fuel will be performed in TEF-P. It was found that a combination of various experiments and database of existing experimental data was effective in reducing the uncertainties. As the typical result, 1.0% of uncertainty in calculated criticality value can be reduced to 0.4%. As an elemental device development for TEF-P, we developed an online subcriticality monitor. Through experiments using Kyoto University Critical Assembly (KUCA) and the FFAG proton accelerator, it was confirmed that this device could be applicable to measure deep subcriticality around 10 below the critical condition.