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井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m
sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 堀 直彦; 岸 敏明; 高田 準太郎*; 大竹 真一*
Proceedings of 9th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer, p.243 - 244, 2000/10
JRR-4の中性子ビームの特性は放射化検出器とTL線量計を用いて行われた。この性能は医療部会で承認されたものである。JRR-4にはBNCT用に熱中性子モードI(混合ビーム)、熱中性子モードII、熱外中性子モードと名付けられた3つのモードが設定されている。各モードに対して、フリービーム実験とファントム実験を行った。ファントム実験ではボイドを含む場合と含まない場合の熱中性子及び
線線量の測定を行っている。これをもとに日本の医療チームは1999年10月から熱中性子モードIを用いたBNCTの試験を始めている。熱外中性子モードではファントム内に熱中性子のビルドアップピークを深さ
1.7cmのところに作ることがわかった。これは医療チームにとってSurgical defectの改善として期待されている。
中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00
核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。
前川 藤夫; 今野 力; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋; 池田 裕二郎
Fusion Engineering and Design, 42, p.275 - 280, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研FNSのD-T中性子源を用い、核融合炉の遮蔽体中に存在するボイド領域が遮蔽能に与える影響を調べるためのベンチマーク実験を行った。直径1200mm、厚さ1118mmのステンレス鋼の深さ300mm近傍にボイド領域を設けた遮蔽体とボイドのない遮蔽体について、D-T中性子入射時の各種の中性子・線応答をボイド領域の背後で測定した。また輸送計算を行い、実験・計算の両者に対してボイドの有無による応答の比(ボイド効果)を導出した。14-MeV中性子に対するボイド効果は最大4と顕著だが、1MeV以下の中性子束と線束では効果は高々1.3と小さかった。モンテカルロ法輸送計算コードMCNP-4とMVPによる結果は実験値と良く一致した。しかし2次元S
法に基づくDOT-3.5コードの結果は1回散乱源法を採用にも関わらずボイドの背後でレイ効果が現れ、計算精度低下の一因となった。
R.P.Rulko*; 高野 秀機; C.Broeders*; 若林 利男*; 佐々 敏信; 岩崎 智彦*; D.Lutz*; 向山 武彦; C.Nordborg*
Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 2, p.1462 - 1469, 1998/00
マイナーアクチニドの消滅計算の現状を評価するために、OECD/NEAの科学委員会にベンチマークのタスクホースが組織され、MOX-PWR,MOX-FBR及び加速器駆動システムの3つのベンチマーク・モデルが提案された。日本、ドイツ、フランス、スイス、ロシアの各機関が参加し、計算結果が比較された。要約すると、k
、ボイド反応度、ドップラー反応度及び消滅率等の基本パラメータについて、FBRベンチマークの結果は相互に良い一致であり、PWRベンチマーク結果はFBRの場合より相互の一致が悪く、加速器炉の結果はバラツキが大きかった。これらの3つのベンチマーク計算結果の現状について報告する。
一木 繁久*; 一木 繁久*; 一木 繁久*; 杉原 正芳; 山本 新
JAERI-M 86-133, 15 Pages, 1986/09
低温・高密度ダイバータプラズマ形成に対する幾何形状効果を調べた。この問題は、従来定性的にのみ論じられている。ここでは、数値解析の結果がダイバータのスロート長とボイド巾によって定量的に整理された。こうしたデータは、今後のFERI工学設計への有用なベースとなる。実効的に閉形状のダイバータは開形状のダイバータよりも定量的良く機能する。ボイドの巾を完全にゼロにすると、低温・高密度のダイバータプラズマが常に形成される。
中川 正幸; 井上 英明*
Nuclear Science and Engineering, 53(2), p.214 - 228, 1983/00
原型炉クラスの高速炉において、燃料ピンとサブアッセンブリーの二重非均質性が、各種核特性に及ぼす効果を定量的に研究した。幾何形状に対しては、燃料ピンをスミアするモデルで充分精度が良いことを示した。また共鳴遮蔽因子に対しては、クラスター系での非物質効果を取りいれる方法を提案し、これによる計算結果を示した。非均質効果の大きさは、keffに対し0.5%、Naボイド反応度に対して26%、ドップラー反応度に対し7%、そして反応率分布に対しても重要であることを示した。
数土 幸夫; 中島 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(1), p.34 - 45, 1982/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.94(Nuclear Science & Technology)PWR・LOCAにおいて、ECC水の再冠水時の唯一の炉心注水駆動力となるダウンカマー有効水頭を、実長規模の実験装置を用い調べた。その結果、主要パラメータである初期壁温、流路ギャップ、下向き水流速の影響として、1)初期壁温が高い程、有効水頭が小さくなる、2)ギャップが小さい程有効水頭が小さくなる、3)下向き水流速の影響は実用上無視できる、ことが明らかとなった。 一方、ボイド率評価式を用いて有効水頭を予測したところ、有効水頭が急激に変化する期間を除いて、実験結果と予測との一致は良好であり、主要パラメータの影響についても実験結果の傾向を説明することができた。
中川 正幸
JAERI-M 8138, 197 Pages, 1979/01
高速臨界集合体中で測定された種々の核特性値の解析手法を研究し、ナトリウムポイド反応の解析に応用した。まず非均質系で積分型輸送方程式を解くSLAROMコードを開発し、JAERI Fastセットを用いて、種々の体系のNaボイド反応度を解析した。この時中性子ストリーミング効果を考慮することにより精度が良くなることを示めした。また詳細スペクトルコードESELEM5を作成し、ZPPR-2とMZAにおける実験を解析して、炉定数による結果と比較検討した。詳細法の方が10~15%正の側になることが分かった。また炉定数の精度改良として弾性除去断面積の遮蔽因子を作成し、実際の解析も行った。このように本報告は、Naボイド反応度の解析手法、コード、解析モデル、解析結果についての研究成果を綜合的にまとめたものである。
数土 幸夫; 村尾 良夫
JAERI-M 7978, 93 Pages, 1978/12
本報告書は、PWR-LOCA時の再冠水過程で、緊急冷却水が炉心に注入される駆動力となるダウンカマーの有効水頭を評価するために、高さ、流路ギャップが実規模のダウンカマー模擬実験装置を用いて行った実験の報告書である。実験は、構造壁温度250~300
C、背圧が大気圧、冷却水温度98~100C、抽水速度0~2cm/sの条件で行われ、特に流路ギャップについては実規模の200mmの場合について行なった。ダウンカマー構造壁から流体に放出される熱流束履歴を、構造壁に取付けた熱電対の温度応答をもとに計算で求め、流路内で発生する蒸気量から計算される有効水頭履歴と実験結果と比較したものである。その結果、熱流束と加熱度の関係が従来のプール沸騰の関係と大きく異ること、注水後120秒以後の有効水頭の履歴は正しく評価されることが明らかとなり、又初期壁温度の影響、抽水速度の影響が評価できた。
大杉 俊隆; 吉田 弘幸; 太田 文夫*
JAERI-M 7608, 110 Pages, 1978/03
ピン型燃料の1000MWeガス冷却高速部(GCFR)の非均質効果の検討を行なった。検討の対象とした炉特性は、臨界性、中性子スペクトル、中性子束分布、出力分布、増殖比、ドップラー効果、ヘリウム・ボイド効果および蒸気侵入効果である。セル計算は衝突確率法に基づいて行ない、方向依存拡散係数はBenoistの式により求めている。得られた結論は以下の通りである。(1)臨界性に対する比非均質効果は比較的大きく-0.46%
k/kであり燃焼と共に若干小さくなる。(2)蒸気侵入効果に対する非均質効果は非常に大きく、侵入した水の量0.01g/ccに対して0.05%k/k、0.03g/ccに対して0.12%k/k、0.05g/ccに対して0.14%k/kとなる。燃焼と共に若干大きくなる。(3)他の諸特性についての非均質効果は無視できる大きさである。(4)300MWeGCFRについても1000MWeGCFRと同様の結論が得られた。
山崎 彌三郎; 山口 勝治*
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(12), p.701 - 707, 1976/12
被引用回数：11これまでに報告したボイド率関係式の最近得られた沸騰円管内の蒸気-水二相流データへの適合性をしらべた。またほぼ10mm以下の管径の場合のデータについて沸騰,非沸騰および空気-水系二相流の場合を検討し、上記関係式の拡張を行った。その結果簡単な関係式でこれらの諸データをまとめることができることを示した。
中川 正幸; 高野 秀機; 桂木 学
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(7), p.419 - 427, 1973/07
高速実験炉「常陽」のモックアップFCAV-1炉心で測定されたナトリウムボイド実験の解析を行った。実験は主に、単チャンネル及び多チャンネル広領域のものと、中心部分ボイドである。解析にはJAERI70群セットが用いられた。通常の均質2次元拡散計算では、計算値が中心部で実験値の0.6、炉心端で0.88であったが軸方向ストリーミング効果を入れることにより、すべて0.9程度の良い値が得られた。またセル非均質効果としてfluxの空間詳細構造を考慮した。この効果は、炉心中心部で、20%の負の寄与となる。一方炉定数の計算法でボイド効果に影響が大きいと思われる弾性散乱除去断面積の詳細計算を行い、もとのセットと比較検討した。
