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報告書

JRR-3改造炉の出力自動制御系設計のための反応度応答解析

原見 太幹; 松崎 徳則*; 植村 睦*; 鶴田 晴通; 大西 信秋

JAERI-M 84-118, 61 Pages, 1984/07

JAERI-M-84-118.pdf:1.29MB

本報告書は、JRR-3の炉心核計算および原子炉動特性解析に基づき、原子炉出力の自動制御系の設計に資することを目的として行った反応度応答解析について述べたものである。原子炉の動特性を特徴付ける即発中性子寿命(l)と実行遅発中性子割合(Beff)は、燃焼度、炉心温度ならびに制御棒位置を考慮した種々の炉心状態を仮定し、解析コード「SRACコードシステム」を用い、中性子拡散計算と摂動計算によって求めた。ステップ状およびランプ状外乱反応度に対する自動制御系の応答特性はアナログ計算機で解析し、その結果に基づき、自動制御運転時の微調整駆動速度を定めた。これにより実験物の炉心挿入および取り出し時に添加される最大の反応度外乱に対して、自動制御系は速やかに応答し、所定の原子炉出力制御ができることを確認した。

報告書

高速炉設計用計算プログラム,2; 2次元・3次元拡散摂動理論計算コード:PERKY

飯島 進; 吉田 弘幸; 桜木 廣隆*

JAERI-M 6993, 51 Pages, 1977/02

JAERI-M-6993.pdf:1.29MB

計算コードPERKYは2次元または3次元拡散近似に基き、通常のFirst-order-perturbation theoryかExact perturbation theoryを用いて高速炉の反応度価値、動特性パラメーターを計算するコードである。計算項目は、微視的断面積を用いた実効遅発中性子割合、即発中性子寿命、核種の反応度価値空間分布の計算、及び微視的断面積、または巨視的断面積を用いた反応度変化の計算である。本コードは高速炉設計用計算プログラムの一環として作成されており、他の計算コードの計算結果を入力データとして使用する。中性子束、随伴中性子束はCITATION、断面積はPIGEONの計算結果を使用する。本論文には入力データの作成方法、プログラムの構造、計算式及び計算例を記述した。

報告書

軽水減速UO$$_{2}$$およびPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子の2領域炉心における$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lの測定と計算

鶴田 晴通; 北本 紘一*

JAERI-M 4696, 56 Pages, 1972/02

JAERI-M-4696.pdf:1.64MB

軽水炉動力炉にプルトニウムを代替して用いる場合、動特性パラメータの変化を考慮する必要がある。動特性パラメータのうち、実効遅発中性子放出割合$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lと中性子寿命lに関する情報を得る目的で、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料とUO$$_{2}$$燃料とで構成される2領域炉心の$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lがパルス法によって測定された。摂動論にもとずく計算が行われ実験値と比較された。UO$$_{2}$$燃料1領域炉心の場合の実験も、計算法の妥当性を調べるために行なわれた。PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料をUO$$_{2}$$に置換することにより、$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lは小さくなるが、lも変化することによって$$beta$$$$_{e}$$$$_{f}$$$$_{f}$$/lとしては大きくなる場合もある。計算値はUO$$_{2}$$1領域炉心およびPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$とUO$$_{2}$$の2領域炉心の場合いずれも4%の誤差範囲で実験値と一致した。PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料を部分的にUO$$_{2}$$燃料に置換した場合でも、UO$$_{2}$$燃料のみの炉心に対する計算法が適用できる。

論文

反射体を有する熱中性子炉の即発中性子寿命

黒井 英雄

日本原子力学会誌, 3(9), p.691 - 697, 1961/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.3.691

即発中性子寿命は、高速中性子が減速されて熱化するまでに要する減速時間と、熟化されてから吸収されるまでに要する熱中性子の寿命との和で与えられる。しかし通常の熱中性子炉においては、前者は後者に比べて非常に短く、これを無視してもよい。以下の議論においても減速時間は無視されている。通常反射体として用いられる材料は吸収断面積が炉心に比べて非常に小さいものが多い。そのため、中性子は炉心で生れ炉心で吸収されるにかかわらず、その寿命のうち相当な部分を反射体中で過すことになる。したがって、即発中性子寿命の推定において、炉心で生れた中性子のうち、反射体中で時を過した中性子の取扱いが重要になる。ここではOtuka、Jacobsらによって発展させられた二群アルベド理論を応用して、中性子の炉心、反射体間の出入りを順次計算し、即発中性子寿命を算出する方法について述べ、実際にこれを球型重水炉に応用した計算結果を示す。

口頭

一点炉動特性方程式に基づく未臨界状態における出力の漸近的挙動

山根 祐一

no journal, , 

再処理施設における溶液の誤移送や原子炉及び臨界集合体での臨界近接、福島第一原子力発電所での燃料デブリ取出しなど、未臨界状態の核燃料に反応度が添加される条件で、反応度添加終了後の全反応度と、出力の漸近的挙動とを関係づける方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。従来の未臨界度評価手法では、核燃料内部の組成や構造に基づいて即発中性子寿命を計算により求める必要があるが、導出した新たな方程式には即発中性子寿命が含まれない。このため、体系の大きさや内部の組成及び構造を知ることなく中性子検出器の計数率のみで未臨界度を評価できる可能性を示すことができた。一点炉動特性コードによる数値計算で得られた出力挙動のデータと比較し、両者がほぼ一致することを確認した。

口頭

出力の漸近的挙動に基づく反応度評価

山根 祐一

no journal, , 

核燃料施設においては核燃料溶液の臨界管理されていない容器への流入、原子炉では燃料の装荷や制御棒引き抜き、福島第一原子力発電所では燃料デブリ取出しや準備のための水張りなどを想定し、未臨界の核燃料の反応度が変化した後に生じる出力の漸近挙動を反応度の関数として表す方程式を、一点炉動特性方程式に基づいて導出した。この出力漸近挙動を表す方程式を利用して反応度を評価する手法を開発し、実験データに適用してドル単位の反応度を誤差$$4%$$程度以下で評価できる見通しを得た。

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