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滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫
Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11
被引用回数：1 パーセンタイル：15.7(Nuclear Science & Technology)A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.
沖田 将一朗; 深谷 裕司; 後藤 実
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.9 - 16, 2021/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の燃料健全性の観点から、通常運転時の核移動速度を抑制することは非常に重要である。最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布の存在は、設計作業の効率化を可能にする。そこで、本研究では、最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布を得るために、熱設計を考慮したラグランジュ乗数法に基づく新たな手法を提案する。原子力機構が実施した既存の概念設計を対象として、従来設計目標として用いられてきた燃料最高温度を最小化するための出力分布の場合と比較して、最大核移動速度を最小化するために本研究で提案した出力分布から得られる核移動速度は、約10%低い値を示した。
大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.6(Nuclear Science & Technology)JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。
中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09
低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m
s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(ms)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。
小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則
JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02
本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
C for HTTR山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(5), p.472 - 481, 1992/05
日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力近くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計にこれを適用した場合の設計結果について述べたものである。
C for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.419 - 424, 1991/00
日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力低くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計に適用した結果について述べるものである。
高野 誠; 沢 和弘
Nuclear Technology, 78(9), p.207 - 215, 1987/09
本報では、ブロック型高温ガス炉の炉心内燃料温度を極力均一化できる設計法について示した。炉心内燃料温度を均一化させることにより、燃料温度制限に関する設計余裕を増大させることが通常可能である。本報に示した設計法は、燃焼初期から末期までを通じ、炉心の軸方向出力分布を指数関数状に、また半径方向出力分布を平坦に保つことのできる燃料濃縮度と可燃性毒物棒の寸法と毒物濃度をブロック単位で効率良く決定することのできるものである。本設計法を従来のブロック型高温ガス炉に適用すれば、燃料最高温度を増大させずに、炉心出口ガス温度を増大させることができる。
高野 誠; 新藤 隆一; 山下 清信; 沢 和弘
JAERI-M 87-059, 57 Pages, 1987/05
チェルノブイル原子炉事故に関する動特性解析を3次元炉心核熱動特性解析コ-ドCOMICにより実施した。使用したCOMICコ-ドは元来六角形状ブロックで構成される高温ガス炉の炉心核熱動特性を解析する目的で開発したものであり、本事故の解析を行なう為冷却材としてヘリウムの他に軽水も取り扱える様にする等の改造を行なった。解析は主に炉心内の出力分布と動特性との関連に注目して行ない、全炉心を3次元形状でモデル化した場合と炉心内の1制御棒チャンネルとその周辺の6燃料チャンネルからなるス-パ-セルモデルの場合について取り扱っている。解析の結果、炉心全体で見たボイド反応度添加速度が炉心の出力分布や流量分布に依存する事が示され、そのため、これらの分布が異常出力上昇に関するピ-ク値や発生時刻にも影響を及ぼす可能性のある事が示された。
植木 太郎
no journal, ,
モンテカルロ法臨界計算における統計誤差算出に関して、信頼性を備えた新しい手法を開発した。本開発手法は、関数版中心極限定理上の収束過程から導出されるものであり、原子炉出力分布の誤差評価に有用である。理論的骨格を、オペレーションズ・リサーチにおける一般的手法の観点から、記述した。また、臨界計算結果の処理に必要とされる基本事項の説明も行った。電気出力1200MW級の加圧水型原子炉の初装荷炉心モデルに関して、数値計算結果を示した。最後に、フラクタル次元解析に基づく収束判定について論じた。
