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柳澤 宏司; 曽野 浩樹
JAERI-Tech 2003-057, 39 Pages, 2003/06
JAERI-Tech-2003-057.pdf:2.76MB
定常臨界実験装置(STACY)の次期実験炉心構成の核的安全設計を検討するために、6%濃縮硝酸ウラニル溶液を燃料とした80cm直径円筒炉心の核特性を計算解析によって評価した。本解析では、中性子断面積データとして最新の核データライブラリJENDL-3.3を使用した。SRACコードシステムの拡散コードCITATIONと連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて中性子拡散及び輸送計算を行った。ウラン濃度(最大500gU/l),遊離硝酸濃度(0~8mol/l),ガドリニウム及びホウ素の可溶性中性子毒物の濃度をパラメータとして炉心の臨界液位を得た。評価の結果、すべての臨界炉心はSTACYの運転に要求される過剰反応度,反応度添加率,安全棒による停止余裕に関する安全基準に適合することが確認された。
竹内 光男; 和田 茂; 高橋 広幸; 林 和彦; 村山 洋二
JAERI-Tech 2000-054, 51 Pages, 2000/09
JAERI-Tech-2000-054.pdf:2.23MB
JRR-3M等の研究用原子炉においては、原子炉の内蔵する過剰反応等を定期的に測定し、制限値内であることを確認することなどにより、安全な運転を維持する運転管理を行っている。原子炉の内蔵する過剰反応度は、制御棒の反応度価値測定結果を用いて算出している。従来の制御棒反応度価値の測定は、炉周期法等により行っている。しかし、定常的な中性子源が存在する場合は、測定誤差が生ずることが考えられる。そこで、定常的な中性子源の影響を考慮した逆動特性法(IK法)による制御棒反応度価値の測定手法を新たに開発した。新たに開発した測定手法を用いることにより、従来手法に比較して測定精度を大きく改善できた。
田中 利幸
核データニュース(インターネット), (63), p.2 - 8, 1999/00
HTTRの臨界試験は、1998年7月から燃料装荷を開始し、11月10日初臨界、12月16日全炉心構成、99年1月21日臨界試験を終了した。これまでに得られた核特性に関する測定結果及び評価について報告する。
小森 芳廣; 島川 聡司; 小向 文作; 長尾 美春; 明石 一朝; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-020, 63 Pages, 1995/03
国際的な核不拡散政策に沿って原研においても試験研究炉の低濃縮化が進められているが、その一環として、1994年1月、JMTRの全炉心低濃縮化が達成された。JMTRで使用する低濃縮ウラン燃料は、ウラン密度4.8g/cm
のシリサイド燃料であり、可燃性吸収体として燃料要素の側板にカドミウムワイアが挿入されたものである。低濃縮燃料炉心の特性試験結果から、原子炉の停止能力は十分に確保されていること及び従来の中濃縮燃料炉心と同等の負の反応度フィードバック効果を有していることを確認した。運転初期の過剰反応度についても、カドミウムワイヤの効果によりほぼこれまでの中濃縮燃料炉心と同程度に抑えられていることが確認された。また、運転中の過剰反応度変化についても、ほぼ予想通りの結果が得られた。
not registered
PNC TJ1678 95-003, 97 Pages, 1995/02
もんじゅは平成6年4月に臨界に達し、その後11月まで炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、この試験から得られた炉心反応度の測定結果を踏まえて初装荷炉心の炉心特性を明確化した。(1)得られた測定項目のうち1)臨界性、2)過剰反応度、3)燃焼特性(Pu241崩壊に伴う反応度劣化)、4)等温温度係数及び5)流量係数を整理し、設計値と比較した。(2)過剰反応度及びPu241崩壊に伴う反応度劣化について設計値との差があり、その差について核種毎の寄与で分析した結果、臨界実験に使用されなかった高次化Pu同位体及び尾Am241の断面積に原因があることがわかった。(3)高次化Pu同位体及びAm241の最新の核データを使用すれば、今回検討した測定項目については設計手法がほぼ妥当であることがわかった。(4)炉心の温度を約200
から約300上昇させて得られた等温温度係数については、設計値の方が約6%程過小評価であり、今後得られた出力欠損反応度の測定値と設計値の比較・検討と一緒に検討する必要がある。(5)性能試験結果を反映した過剰反応度に基づいて、運転可能日数を検討した結果からノミナル評価では約70日(全出力換算日)の燃焼が可能であり、不確かさを考慮すると燃焼日数は約50日となる。(6)運転可能日数の評価精度を向上させるためには、更に性能試験結果の解析及び出力試験結果の解析の実施が必要である。
の低濃縮ウラン・シリコン分散型燃料を用いたJRR-4炉心の核特性解析中野 佳洋
JAERI-Tech 95-002, 63 Pages, 1995/02
JRR-4燃料のウラン濃縮度低減化に当たり、ウラン密度が3.8g/cm(内側燃料板)の低濃縮燃料を用いた場合の核特性解析を行った。計算には原研で開発されたSRACコードシステムを使用した。解析の結果、炉心を安全に制御でき、かつ運転を行うに十分な過剰反応度が確保されていること、各種の反応度係数が常に負の値であり、固有の安全性を持っていること、現行炉心とほぼ同じレベルの照射筒内中性子束が得られること、等が確認された。これらのことから、今回計算に用いた燃料はJRR-4にとって適当であり、この燃料を採用するという最終判断が下された。
