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朝日 義郎; 鈴土 知明; 石川 信行; 中塚 亨
Nuclear Science and Engineering, 152(2), p.219 - 235, 2006/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)BWRタービントリップの実験をTHYDE-NEUコードを用いて解析した。プラントは(コンデンサを含む)閉ループとして扱った(このような解析例は著者は他には知らない)。このためには湿分分離器モデルとジャンクションでの流路面積変化による可逆圧変化を考慮に入れることが必要である。反応度概念を用いない3次元動特性モデルを使用した。THYDE-NEUはこの体系の熱水力結合の零過渡解析ができることを確認した。本実験での3次元動特性に影響を与える諸因子の中にはバイパス弁開度の時間変化,気液非平衡モデル,断面積のテーブル内挿で使う冷却材密度の表現法がある。これらを調整すれば炉平均LPRM値が0.63sでスクラム信号発生の設定値に達するという実験条件を満足させることができることがわかった。他の計算結果も実験結果とよく一致した。
山内 通則*; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 和田 政行*; 佐藤 聡; 西谷 健夫
Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.542 - 546, 2005/12
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Environmental Sciences)核融合炉にはRF加熱ポートや計測用プラグ周りの間隙等、屈曲を設けた放射線ストリーミング経路が幾つかあり、遮蔽設計上の問題となる。モンテカルロ計算はストリーミング効果の詳細評価に重要であるが、一方簡易計算はストリーミング効果を軽減するための設計オプションの選定に有効である。実験と解析によりこれらの計算法の信頼性を評価した。実験は原研FNSの14MeV中性子源により、高さ170cm,幅140cm,厚さ180cmの遮蔽体に断面が30cm
30cmの2回屈曲ダクトを設けた体系で行った。モンテカルロ計算は実験体系,線源周り構造体、及び実験室を詳細にモデル化し、MCNP/4CコードとFENDL/2及びJENDL-3.3ライブラリーを用いて行った。実験値との差は30%以内であった。簡易計算はDUCT-IIIコードによって行った。その結果は屈曲によるストリーミング成分の変化を良好に再現し、充分な信頼性を持つことを確認した。すなわち、モンテカルロ計算法とともに簡易計算法もまた遮蔽設計評価のために有効な役割を果たすと期待できる。
中島 健; 山根 祐一; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-004, 42 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-004.pdf:1.51MB
溶液燃料体系の臨界事故解析コードAGNES2を開発し、TRACY実験解析により、その適用性を検証した。AGNES2は、一点炉動特性コードAGNESに対して放射線分解ガスボイドの生成及び消滅モデルを組み込んだコードである。この結果、放射線分解ガスボイドの生成・消滅による出力振動を計算することが可能となった。本報告書には、AGNES2コードの計算モデルと入力データがまとめられている。TRACYの実験解析では、低濃縮ウラン溶液を用いた超臨界実験について、AGNES2コードにより出力及びエネルギーの時間変化を計算し、実験との比較を行った。この結果、出力振動の初期における出力の時間変化は、実験値をほぼ再現した。また、エネルギーの時間変化については、実験範囲全般にわたりよい一致をみた。
桜井 淳; 植木 紘太郎*
日本原子力学会誌, 43(4), p.351 - 352, 2001/04
モンテカルロ計算のここ四半世紀における発展の経緯をまとめた。特に核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析に携わった経験を通し、計算の精度が向上した経緯をまとめた。最近の臨界ベンチマーク実験解析では中性子増倍率が0.001の不確定を問題にしており、従来無視してきたU-234の考察が欠かせないことを指摘した。
杉野 和輝; 岩井 武彦*; 庄野 彰
JNC TN9400 2000-098, 182 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-098.pdf:5.74MB
ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62の実験解析を実施している。本報告書は、BFS-62シリーズにおいて最初に構築された体系であるブランケット付き濃縮U02燃料炉心BFS-62-1体系の実験解析に関するものである。解析においてはJUPITER実験解析等で用いられてきた高速炉の標準解析手法が採用されているが、3次元解析を行うための十分な情報が得られていないために2次元RZ体系計算による解析を中心に行い、3次元解析については予備評価に留めた。また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算により、JUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。実験解析の結果、臨界性、反応率比については実験値との良い一致が得られた。他方、反応率分布については、不純物水素含有の有無による2種類のNaの配置を正確に取り扱う必要があり、これを忠実にモデル化できる3次元解析が不可欠であることが明らかとなった。また、ブランケット領域、遮蔽体領域における反応率にも改善の余地が大いにあることが分かった。制御棒価値については、その形状をより正確に取り扱うことの可能な3次元解析モデルの適用により、解析結果の改善が見られた。更に、Naボイド反応度については、測定された反応度が非常に小さいことに加え、解析の不確かさが非常に大きいことから、当面はその情報を炉定数調整に用いるべきではないと判断される。JUPITER実験の解析結果とBFS-62-1体系実験の解析結果を用いることにより炉定数調整計算を行った。その結果、実験値からのずれの大きいBFS-62-1体系反応率分布解析結果の使用は炉定数調整に悪影響を及ぼすものの、それを除いた臨界性、反応率比、制御棒価値解析結果のみを用いた場合は、妥当な調整結果が得られることが分かった。このように、BFS-62-1実験解析とJUPITER実験解析との間には整合性の見られることが分かり、BFS-62-1実験解析データの活用はJUPITER実験では不足していたU-235の情報を補完する観点から非常に有効であるとの見通しが得られた
Dietze, K.
JNC TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11
核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。
池田 裕二郎; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 前川 藤夫; 前川 洋; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*
Fusion Technology, 21(3), p.2190 - 2196, 1992/05
核融合中性子工学に関する原研/米国DOE共同研究の一環としてカロリメトリック法によるDT中性子核発熱測定を進めている。真空容器で断熱したプローブ(Li
CO
,黒鉛,Ti,Ni,Zr,Nb,Mo,Sn,PbおよびW)中の核発熱による温度上昇を白金測温抵抗体及びサーミスタで測定し核発熱率を求めた。高精度電圧計の導入、スイッチングノイズの低減、バックグラウド温度の安定化を図り測定誤差を
10%以内とした。実験解析は、JENDL-3を用いたDOT3.5による計算及びENDF/B-Vを用いたMCNPモンテカルロ計算により行った。核発熱率の実験と計算の比較により、計算に用いたKERMA係数の積分的な妥当性を検討した。その結果、JENDL-3及びENDL-85を用いた(KERMA)計算は、Zrを除き実験値を15%以内で再現することが明らかとなった。他のライブラリー(RMCCS,ENDF5T,MBCCS)はガンマ線の計算に問題が残り30%以内の一致となっている。
渡辺 正; 久木田 豊
Best Estimate Safety Analysis, p.1 - 7, 1992/00
ROSA-IV/LSTFを用いて行われた美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)模擬実験の解析を、現象の理解及び計算コードの評価のため、RELAP5/MOD2を用いて実施した。初期定常状態、及び運転操作条件は実験と同一とした。破断流の計算にはコード内蔵の臨界流モデルを用い、放出係数は1.0とした。破断流量、及び一次系圧力は実験結果と良く一致し、原子炉トリップ、SI信号発信のタンミングは良好に計算された。そのため、ポンプトリップ、及びECCS作動のタイミングは実験とよく一致した。過渡変化中に一次系内で沸騰は計算されなかった。感度計算により、SGTR実験は加圧器の位置(健全側ループにあるか破断側ループにあるか)にはほとんど影響されないことが示された。加圧器の影響は、高温の水及び蒸気の流出によるホットレグへの気泡の混入、及び冷却水の温度上昇であることが明らかとなった。
渡辺 正; 朝日 義郎; 藤井 幹也*; 安濃田 良成; 田坂 完二*; 久木田 豊
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.315 - 320, 1991/00
固有安全(PIUS)炉の熱水力挙動を調べるため、小型の装置を用いて行われた給水喪失実験の解析を、THYDE-Wコードにより行った。THYDE-Wは軽水炉安全解析用に開発されたコードであり、PIUS炉の実験解析への応用は今回が初めてである。解析により一次系流量、ポンプ回転数、ポイズンタンク入口温度は良く模擬されたものの、ポイズンタンクから一次系への流入量、及び一次系ポンプ入口温度の低下が過大評価された。これは、ポイズンループ中の形状損失係数の過小評価が原因と考えられる。また、ポイズンタンクの冷却系を省略したため、タンク出口温度が過大評価された。さらに、感度解析により一次系内の最高温度、及びポイズン水の流入による温度変化は、ポンプ回転数の上限に比例することが確認された。このことは、安全な炉の停止のためには、ポンプの制御範囲を適切に設定する必要があることを示している。
新谷 文将; 吉田 一雄; 平野 雅司; 藪田 幸久*
EPRI-NP-6949, p.22-1 - 22-23, 1990/08
1988年3月9日、米国イリノイ州にあるLaSalle2号炉(BWR5)で再循環ポンプ2台停止後に続く自然循環状態で中性子束振動事象が発生した。これは加熱沸騰チャンネルでの密度波振動と炉心核特性がカップルした事象でありこれまでにBWRの自然循環状態で、数多く経験されている。本件は、過渡熱水力解析コードであるRETRANを用いて1)、BWRの自然循環状態での出力不安定性の発生条件を明らかにすること、2)事象シミュレーションを行うことを目的として行った解析の報告である。RETRANの計算結果よりIshii/Zuberが提案したものと類似の不安定性マップを作成し、主要パラメータの不安定性に及ぼす定性的な影響を明らかにするとともに、LaSalle事象を精度よく模擬できた。また、RETRANの不安定事象解析への適用性を検討するための実験解析も実施し、良好な結果が得られている。
秋江 拓志; 奥村 啓介; 高野 秀機; 石黒 幸雄
JAERI-M 90-109, 49 Pages, 1990/07
高転換軽水炉の概念成立性の検討に必要とされる精度を持った核計算手法を確立するために、高転換軽水炉の核特性解析法の研究を行なった。ここでは特に、共鳴エネルギー領域の取り扱いと減速材ボイド反応度特性の評価、および燃焼特性の把握に重点が置かれた。また、実験解析やベンチマーク計算により、計算手法とデータの信頼性も評価した。これらの結果は原研の熱中性子炉設計解析コードシステムSRACに反映され、精度の高い核計算コードとして改良された。
中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 中村 知夫
JAERI-M 89-154, 178 Pages, 1989/10
原研/米国協力核融合炉ブランケットニュートロニクス計画によりFNSで行われたフェイズIIa及びIIb実験の解析を行った。フェイズIIは酸化リチウム試験領域を炭酸リチウム容器で囲んだ閉体系であり、IIbでは内壁に中性子増倍材としてベリリウム層が追加された。実験及び解析項目は、中性子源特性、トリチウム生成率、反応率分布、中性子スペクトルである。解析にはJENDL3/RP1とPR2を核データとして用い二次元SnコードとMORSE-DDモンテカルロコードで輸送計算を行った。解析結果より各種パラメータの予測精度、モデル、断面積等についての問題点を指摘した。特にトリチウム生成率は基準系では予測精度は良いが増倍材が入った系では過少評価となる。
新谷 文将; 吉田 一雄; 平野 雅司; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫
1989 Stability Symp., p.1 - 17, 1989/00
1988年3月9日、米国イリノイ州のLaSalle2号炉で保修作業員の弁の誤操作から再循環ポンプが2台停止し、これに続く自然循環状態で中性子束振動が発生した。これは加熱沸騰チャンネルでの密度波振動と炉心核特性がカップルした事象であり、これまでに外国のBWRでいくつか経験されている。本報は、1)時間領域コードRETRANによるBWRの自然循環状態での出力不安定発生領域の計算手法の妥当性の確認、及び2)LaSalle2号炉の事象の理解を目的として行った解析の報告である。RETRANによる不安定性発生領域の計算手法を用いた不安定流動の実験解析を実施し、この手法の妥当性を示した。LaSalle2号炉を対象とした不安定領域図の作成及び事象のシミュレーションを行い、炉心入口サブクーリングの増加が中性子束振動を引き起こした大きな要因のひとつであることを示した。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 早瀬 保*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男*; 桜井 健; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 佐藤 若英*; et al.
JAERI-M 86-065, 126 Pages, 1986/03
大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として、FCA XIII-1集合体を用い、径方向核性を測定する実験が行われた。実験項目は臨界特性、反応率分布と反応率比、出力分布、物質反応度価値及びB
C制御棒反応度価値である。核デ-タとしてJENDL-2を使用し、原研の高速炉核特性計算コ-ドシステムを用い実験解析を実施した。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男; 向山 武彦; 大野 秋男; 早瀬 保*; 佐藤 邦雄; et al.
JAERI-M 85-045, 136 Pages, 1985/04
FCA XII-1集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における2番目の炉心である。測定項目は臨界性、Naボイドワース、サンプルワース、反応率分布、ドップラーワースB制御棒ワースおよび
線発熱であり、軸方向核特性全般について実験した。以上は標準炉心での測定であり、続いてBC模擬制御棒挿入体系での測定を行った。実験結果は核データとしてJENDL-2を用い、原研の標準的核特性計算手法を用いて解析を行ない、軸方向非均質炉心の核特性計算における核データと計算手法について検討した。
吉田 弘幸; 飯島 進; 太田 文夫*; 堀田 雅一*
JAERI-M 9473, 105 Pages, 1981/05
安全性の観点からLMFBRのNaボイド反応度効果に匹敵すると考えられていたガス冷却高速炉の水蒸気侵入反応度効果について多岐にわたる検討を加えた。対象としたガス冷却高速炉(GCFR)は300MWeGCFRと1000MWeGCFRである。解析は主にJAERI-Fast群定数セット、2次元拡散コードCITATIONとそれに基くExact Perturbation法を用いて行った。検討は、燃焼、燃料温度、制御棒挿入に関し異なる状態における反応度効果を明らかにすることに重点を置いた。加えて、燃料ピンの非均質配列を考慮することの影響、異なる群定数セットおよびエネルギー群数による影響についても、詳細に検討した。上述GCFRの反応度効果の予測精度を明らかにするため、ZPR-9の実験解析を行った。結果として、予測精度にはまだ問題があるが、従来云われていたほど水蒸気侵入反応度効果はGCFRの安全性を支配する因子とは考えられないことを明らかにした。本論文は、ThサイクルのGCFRの水蒸気侵入反応度効果についても言及している。
大杉 俊隆; 吉田 弘幸
JAERI-M 5971, 13 Pages, 1975/02
PROTEUS炉から得られたガス冷却高速炉中心での反応率比の実験解析を、JAERI-FAST群定数セットと、Benoistの定義する非等方拡散理論を適用した拡散理論を用いて行った。セルの実効断面積は衝突確率法を用いて非均質性を考慮して作成した。解析の対象とした実験値は、
Puの核分裂反応率(F9)に対する
Uの捕獲反応率(C8)、U及び
Uの核分裂反応率(F8、F5)の各々の反応率比である。解析の結果、各々の反応率比の計算に於て均質計算と非均質計算との差異は認められず、C/Eとして、C8/F9、F8/F9、F5/F9について各々1.060.017、0.9720.016、1.0060.015なる値を得た。
石川 眞
no journal, ,
本報告は、前段の「(1)高速炉の炉物理的特徴と解析システム・解析精度評価手法」に続くものである。原子力機構は、これまでに高速実験炉「常陽」および高速原型炉「もんじゅ」の建設・性能試験を実施し、現在は次の高速実証炉の許認可に進むための準備を行っている。さらに原子力機構は、将来の高速炉核設計の技術基盤を確立するために、利用可能な世界の高速炉実験・実機データを収集し、解析評価して核設計に反映できるように整備した。本報告では、これらの実験炉心の技術的内容を概括するとともに、これらの実験に対して、前段で解説した最新の高速炉炉心詳細解析手法を適用した解析精度の現状をまとめる。
沼田 一幸*; 杉野 和輝; 大木 繁夫
no journal, ,
高速実験炉「常陽」、臨界実験装置ZPPR等で得られた高次プルトニウムに関する炉物理実験データについて実験解析及び断面積感度解析を行い、核データの不確かさの低減ができる具体的な核種・反応を特定し、断面積調整計算による核データの課題解決に有望なデータとして抽出した。
松岡 清吉; 井戸村 泰宏; 本多 充*; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*
no journal, ,
軸対称磁場を持つトカマク型装置の輸送現象において、コイル配置による誤差磁場など3次元摂動磁場の効果が注目されている。本研究では、最近開発された実験平衡版の大域的full-f運動論シミュレーションコードであるGT5Dを用いて、3次元摂動磁場を含んだJT-60U平衡を対象として実験解析を行い、既存の連成解析モデルと比較した。その結果、新古典輸送や径電場分布について定量的一致を確認し、摂動磁場により駆動される新古典トロイダル粘性についても定性的一致をみた。また、GT5Dを利用した実験解析では、従来手法と比べて数値計算コストの削減が可能であることも示した。
