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池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*
JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09
JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB
MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所な
U, 
Pu及び
Bの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%
k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。
稲葉 良知; 西原 哲夫
Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03
被引用回数：7 パーセンタイル：56.46(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
飛田 正浩*; 松井 義典
JAERI-Tech 2003-042, 132 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-042.pdf:7.19MB
炉内照射試験における照射温度の予測は、照射キャプセル設計において重要な項目の一つである。近年の照射試験では、種々の試験条件の要求に対応するため、複雑な構造のキャプセルが多く、照射温度の精度良い評価には、3次元計算を必要とするケースが増えている。しかし、3次元温度計算では一般に入力の作成等に複雑な作業を必要とし、多くのパラメータ計算を行う設計作業では大変な時間と労力を要する。このため、3次元有限要素法コードNISA1)(Numerically Integrated elements for System Analysis)の導入とともに、キャプセル設計者の入力作成作業を支援するサブプログラムを開発した。この結果、3次元温度計算がより容易に実施可能になるとともに、
発熱率の自己遮へいによる構造物内部での減衰等の効果,炉内照射に特有の効果も取り扱えるようになった。
林 高史*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 野村 靖
JAERI-Tech 2001-041, 158 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-041.pdf:5.15MB
使用済燃料中の核種組成は、燃焼期間中のさまざまなパラメーターの変化に影響を受けることが知られている。本研究ではこれらのパラメーターのうち、これまで詳細に検討されていないホウ素濃度,ホウ素濃度変化,冷却材温度,冷却剤温度分布,比出力,運転パターン,定期検査の時間に着目し、これらのパラメーターを現実的に考えられる変動幅で変化させた場合の、使用済燃料の組成の違いを統合化燃焼計算コードSWATで計算した。次にこの組成の違いが中性子増倍率におよぼす影響を調べるために、使用済燃料の無限配列を想定して汎用核計算コードSRAC95または連続エネルギー中性粒子輸送計算コードMVPを用いて臨界計算を行い、中性子増倍率を求めた。本報告ではこの計算結果を、中性子増倍率を高く評価するパラメーターは何か、という視点で整理した。これは燃焼度クレジットを導入する際の燃焼計算の計算条件の選定に有用な情報を与えること考えられる。
藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 小林 正一; 澤畑 洋明; 石仙 繁
JAERI-Tech 2000-091, 49 Pages, 2001/03
現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950
と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。
岸田 則生*; 加治 芳行; 鈴木 惣一朗*; 清水 大志; 志沢 由久*; 蕪木 英雄
計算工学講演会論文集, 3(1), p.59 - 62, 1998/05
原研で開発中の並列数値計算ライブラリの一つに含まれている安定化双共役勾配法連立一次方程式解法ルーチンを用いて有限要素法プログラムの並列化を行うとともに、高温ガス炉の燃料ブロックの応力解析を行った。有限要素法プログラムの並列化には、連立一次方程式の解法ルーチンを原研開発の解法ルーチンでおきかえる手法を用いた。これはプログラム全体に占める計算時間及び記憶域の大部分が連立方程式解法ルーチンになっているので、ここを並列化することが重要だからである。また、全体を並列化するのに較べて、一部の並列化であっても、その効果が大きいと考えられるからである。実際の応力解析では1200要素から120000要素まで変化させて並列化の効率を調べた。既存プログラムの並列化を行う時、並列ライブラリの使用が極めて有用であることが示せた。
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of VHTRC-4 core山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00
高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ(/)
を室温(21
C)と200Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び(/)がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。(/)については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。
安田 秀志; 山根 剛
JAERI-Research 95-081, 32 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-081.pdf:1.28MB
本報告書はIAEA協力研究計画の下に準備した高温ガス炉の炉物理ベンチマーク問題に対する各参加研究機関の計算結果を編集したものである。ベンチマーク問題は低濃縮ウラン被覆粒子燃料、黒鉛ブロック構造の臨界集合体VHTRCを常温から200Cに昇温する場合の増倍係数、反応率等を算出することを課題にしたものであり、JAERI-Data/Code 94-013に報告されている。平成7年8月までに5ヶ国7機関が解析しており、これらの結果を比較できるようにまとめた。研究機関ごとに核データ、解析モデル計算コードが異なるため得られた値には差が見られるものの、実効増倍数係数では1%、反応温度係数では13%以内で実験値と一致することが確かめられた。
安田 秀志; 山根 剛; 佐々 敏信
JAERI-Data/Code 94-013, 17 Pages, 1994/10
JAERI-Data-Code-94-013.pdf:0.77MB
低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の炉物理パラメータの計算精度を検討評価する資料とするため、IAEA協力研究計画(CRP)の一環としてベンチマーク問題を作成した。この問題はピンインブロック型炉である高温ガス炉臨界実験装置VHTRCに主として4%濃縮ウラン被覆粒子燃料を装荷して実施した炉心昇温実験に基づいて作成した。VH1-HP問題では常温から200C間での5段階の温度ステップに対して、それぞれの臨界未満度から温度係数を算出することを求めており、VH1-HC問題で常温及び200Cでの臨界状態での実効増倍係数を算出することを求めている。上記両問題ではさらに、スペクトル指標等のセル計算の結果を出すことも求めている。比較に供するため、主な計算結果に対応する実験結果も示した。
藤本 望; 丸山 創; 数土 幸夫
JAERI-M 89-049, 53 Pages, 1989/05
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)について、原子炉圧力容器入口から、炉心入口部までの冷却材の熱流動解析についてまとめたものである。HTTRでは、原子炉圧力容器に流入した冷却材は、炉心と原子炉圧力容器の間を上方へ流れて上部プレナムへ至り、上部プレナム内で反転して下降流となり炉心へ流入する。本報では、冷却材が炉心と原子炉圧力容器の間を上昇する際の冷却材温度上昇及び温度上昇誤差の評価、上部プレナム内における冷却材の3次元熱流動解析による冷却材温度混合の評価についてまとめたものである。また、炉心入口温度の燃料最高温度評価に及ぼす影響についても検討を加えた。
高村 三郎; 有賀 武夫; 小桧山 守*; 仲田 清智*
Journal of Physics; Condensed Matter, 1, p.4527 - 4533, 1989/00
被引用回数：3 パーセンタイル：23.72(Physics, Condensed Matter)分子動力学計算によって、照射によって生成した格子間原子と溶質原子の複合体の構造や結合エネルギーについて調べた。溶質原子の原子サイズが溶媒原子のそれより小さいアンダーサイズの時には、複合体の構造は混合亜鈴型になる。溶質原子の原子サイズを小さくすると結合エネルギーは大きくなり安定になる。原子サイズと結合エネルギーとの関連や移動過程について議論した。
有金 賢次
JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04
JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび
Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。
山田 光文*; 湊 章男*; 関 泰; 川崎 弘光*; 前田 正隆*
JAERI-M 86-084, 32 Pages, 1986/06
核融合炉等の設計において核発熱などによる炉コンポ-ネント中の温度分布を精度良く計算するために、核熱結合計算コ-ドシステムを開発した。今回開発した計算システムは2次元体系を対象としており、核発熱が時間的に一定な定常問題のみならず崩壊熱のような非定常問題も取り扱う事ができる。また、結果の図形表示機能を充実させた。本計算システムを用いる事によリ、2次元体系を対象とする核発熱による温度分布を 高い精度で効率良く求める事が可能となった。
原山 泰雄; 京谷 正彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(2), p.151 - 159, 1986/00
被引用回数：5 パーセンタイル：54.53(Nuclear Science & Technology)高性能燃料として、孔開きペレットが提案されている。製造上、孔をペレットの真の中心に穿けることはかなり困難であり、何らかの公差を設けねばならない。本報告は中央の孔が偏心したときのペレット内温度分布および表面に発生する熱流束の変化を解析的に求めている。冷却水温度一定、中央の孔よりの熱の流出はないとした境界条件の下に定常二次元熱伝導方程式が解かれた。その結果、孔が偏心した場合、偏心の反対側内ペレット領域に高温の部分が発生することが分かった。得られた評価式は、高性能燃料の設計および安全性評価に有用であると考えられる。
幾島 毅
日本原子力学会誌, 20(11), p.829 - 834, 1978/00
被引用回数：0本報告は、炉心設計における多孔型高温ガス炉燃料の温度計算を単純化するための等価熱伝導率について述べたものでる。形状が複雑な多孔型燃料の温度計算では、2次元または3次元体系として計算しなければならない。しかし、等価熱伝導率を使用することによって1次元計算とすることができる。燃料と冷却孔とが2対1の割合で規則正しく三角配列された燃料要素において、対称条件から決まる周辺断熱の最小三角形状ユニットセルを考える。このユニットセルの燃料孔と冷却孔との間の黒鉛減速材リガメントに等価熱伝導率の概念を適用して、ユニットセルを円筒状燃料モデルに置き換える。等価熱伝導率は、有限要素法によって求めたユニットセルの温度分布から得た。また、等価熱伝導率を得るための一般式を導いた。
原山 泰雄
Nucl.Eng.Des., 31(1), p.66 - 71, 1974/01
被引用回数：5燃料棒内に発生する熱の非対称による温度、熱流束分布の解である。動力炉で考えられる実際的な仮定にもとずき、定常状態の熱伝導方程式と非対称熱発生のもとに解き温度分析がえられた。
