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報告書

Analytical study of two-region TCA critical experiments with PWR-type MOX fuel by using Monte Carlo code MVP

Rahman, M.*; 須崎 武則; 森 貴正

JAERI-Research 2003-007, 68 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-007.pdf:2.48MB

原研のTCAにおいてPWR型MOX燃料を含む炉心を用いて実施された一連の臨界実験について解析を行った。炉心中央にテスト格子として10$$times$$10本の4.91%富化MOX燃料棒を水対燃料体積比2.40又は2.96にて配列し、周囲に臨界調整用ドライバ領域として2.6%濃縮UO$$_{2}$$燃料棒を水対燃料体積比1.50にて配列した。核分裂性Puの含有率は91.4%であった。可溶性ほう素を309.4及び554.0ppm混入した2種の炉心,テスト格子中に等間隔で4個の水ホールを設けた炉心、及び中心に十字型水ギャップを有する炉心を含む6種の炉心について、臨界水位,MOX領域の出力分布、及び金線放射化率分布が測定された。これらの実験値に対応して、実効増倍率,核分裂率分布、及び金の捕獲反応率分布の計算を、連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び2種の核データJENDL3.2及びJENDL3.3を用いて行った。計算結果は、実効増倍率について0.27%以下,出力分布について3.0%以下、全領域にわたる熱中性子放射化率分布について5.9%以下、及び炉心領域の熱外中性子放射化率分布について4.3%以下の差で実験値と一致した。

報告書

熱供給用超小型炉MR-1G炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久; 落合 政昭

JAERI-Research 2001-044, 53 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-044.pdf:2.35MB

MR-1Gは都市のオフィスビルへの熱供給のための熱出力1MWtの超小型原子炉である。MR-1Gの炉心設計として、原子炉負荷率44%を仮定した場合に燃料無交換で10年間の長期炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料棒配置,$$^{235}$$U濃縮度について検討し、濃縮度を8.5wt%とすることで設計条件を満足できる炉心仕様を得た。種々の核的安全性にかかわるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数,出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。また、受動的原子炉停止系に採用した反射体落下による炉停止性能の解析を行い、炉物理の観点から成立性を確認した。

報告書

海中航行観測船用原子炉SCR炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久; 和田 幸司*; 今井 洋*

JAERI-Research 2001-039, 59 Pages, 2001/07

JAERI-Research-2001-039.pdf:4.47MB

熱出力1250kWの超小型原子炉SCR(Submersible Compact Reactor)は、水深300m程度の中層域での科学調査船の動力源として用いられる一体型加圧炉である。SCRの炉心設計として、原子炉負荷率50%を仮定した場合に燃料無交換で10年間の長期炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料棒の配列、$$^{235}$$U濃縮度、反射体材質について検討し、9.5wt%の濃縮度で設計条件を満足できる炉心仕様を得た。特に、超小型炉においては中性子の漏れが大きくなるので、反射体の設計は濃縮度とともに炉心寿命を左右する重要な因子である。本設計では、反射体材質としてBe金属を使用することにした。また、燃料棒配列については、正方配列と三角配列の検討を行い、炉心サイズを小さくすることのできる後者を採用した。また、種々の核的安全性に係わるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数、出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。

報告書

深海調査船用原子炉DRX(Deep Sea Reactor X)炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久

JAERI-Research 2001-004, 36 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-004.pdf:1.51MB

熱出力750kWの超小型原子炉DRX (Deep Sea Reactor X)は、深海科学調査船の動力源として用いられる一体型加圧炉である。DRXの炉心設計として、原子炉負荷率30%を仮定した場合に燃料無交換で4年間の炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料の$$^{235}$$U濃縮度、反射体材質について検討し、8.3wt%の濃縮度で設計条件を満足できる炉心仕様を得た。特に、超小型炉においては中性子の漏れが大きくなるので、反射体の設計は濃縮度とともに炉心寿命を左右する重要な因子である。本設計では、反射体材質としてBe金属を使用することにした。また、燃料棒配列については、正方配列と三角配列の検討を行い、制御棒駆動装置の構造の観点から前者を採用した。また、種々の核的安全性にかかわるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数、出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。

報告書

Study on thermal-hydraulics during a PWR reflood phase

井口 正

JAERI-Research 98-054, 216 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-054.pdf:7.94MB

PWR大破断冷却水喪失事故時の再冠水期における炉心内の熱水力挙動は、流路が管群であることや水流速が極めて小さく停滞水条件に近いことなどのために、従来広い研究対象とされてきた2相流挙動と異質な面がある。このため、上記の熱水力挙動を構成する素現象のうちには、原子炉安全評価の観点から重要であるにもかかわらず、現象の理解が不十分で、かつ予測精度が充分ではないかまたは適切な予測モデルがないものがあり、事故時の状況を高精度に予測するのに対し障害となっている。そこで、著者は定量的予測を達成する上で重要な素現象として、管群流路内のボイド率、再冠水現象に及ぼす炉心水平出力分布の影響、再冠水現象に及ぼす非常用炉心冷却水の複合注入の影響、複合注入型PWRの再冠水挙動に見られる炉心内循環流及び炉心2領域化現象を抽出し、これらの現象の解明と計算モデルの構築を行った。最終的には、代表的なPWR形式であるコールドレグ注入型PWR及び複合注入型PWRにおける再冠水挙動を充分な精度で予測する手法を確立した。以上の成果を原研で開発された再冠水現象解析コードREFLAに取り込み、予測精度の向上と適用性の拡大を実現した。

報告書

ATR三次元核熱水力計算手法について

山口 隆司

PNC-TN1410 97-026, 16 Pages, 1997/07

PNC-TN1410-97-026.pdf:0.29MB

3次元核熱水力結合炉心計算コード「LAYMON-2A」は、ATRの出力分布計算及び制御棒反応度価値計算に用いられる。本コードは、臨界ほう酸濃度のサーチ機能等、炉心運用計画に必要な各種機能を持っており、炉心燃焼計算等の各種シミュレーション計算を行うことができる。なお、本コードの核定数は、炉心内の燃焼度分布、冷却材ボイド率分布、ほう酸濃度等を考慮するため、これらをパラメータとしたフィッティング式の形で入力される。さらに、「LAYMON-2A」コードにキセノン・サマリウムの動特性方程式を組み込んだ炉心3次元キセノン動特性解析コード「LAYMON-2C」は、炉心の出力レベル、出力分布変化に伴うキセノン・サマリウム濃度の時間変化を考慮でき、炉心3次元のキセノンによる出力の空間振動特性及び領域出力制御特性解析に用いられる。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験

加藤 之貴*; 筒井 広明*; 井頭 政之*; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*

JAERI-Review 96-010, 40 Pages, 1996/08

JAERI-Review-96-010.pdf:1.14MB

本書は、1994年8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・大学院の院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)指数実験、(2)臨界近接実験、(3)中性子束分布の測定、(4)出力分布の測定、(5)燃料棒価値分布の測定、(6)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。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」中性子検出要素 箔ホルダーの製造報告

上村 勝一郎; 関 正之; 豊島 光男; 中島 勝昭; 宮内 正美

PNC-TN8410 95-023, 130 Pages, 1995/01

PNC-TN8410-95-023.pdf:16.01MB

本要素は、「もんじゅ」炉心性能の確認、炉心設計手法の開発等に資するため、「もんじゅ」性能試験において出力分布測定試験に用いるものである。この出力分布測定試験は、中性子検出箔(核分裂箔及び放射化箔等)を内封する中性子検出要素(以下、"箔ホルダー"と言う。)を試験用集合体の中心に挿入し、炉心で照射することによって出力分布等の測定を行う。箔ホルダー内には、下部端栓付被覆管内にステンレス製のスペーサペレット及び箔押さえバネ等によって中性子検出箔が所定の位置に保持されている。また、箔ホルダーの上部端栓をヘリウムガス雰囲気中でTIG溶接法により溶接することによって箔ホルダーを密封する。核分裂中性子箔(Pu、EU、DU箔)は、ベルギーと米国から輸入され、汚染の拡散等を防止するためにあらかじめ大洗工学センターのDCAにおいてAlシートによりラッピングされた。プルトニウム燃料開発室では、平成4年11月9日から同12月3日及び平成5年1月18日から同1月21日(計22日間)にわたり、中性子検出箔、箔封入カプセル及びスペーサペレット等を箔ホルダーに組込み、各種検査を行って箔ホルダーを完成させる作業を実施した。本作業は、「もんじゅ建設所技術課」、「技術開発推進部品質保証室」、「プルトニウム燃料工場検査課」及び「安全管理部放射線管理第1課」の協力の下に実施され、炉心燃料領域及び中性子しゃへい体領域用として43本、ブランケット燃料領域用として21本の計64本の箔ホルダーを製造することができた。「もんじゅ」サイト側への輸送は、平成5年12月20日に無事実施された。本報告書は、箔ホルダーの製造に係わるデータ(サーベランスデータ)をまとめたものである。

論文

Geometric buckling expression for regular polygons, I; Measurements in low-enriched UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O lattices

三好 慶典; 板垣 正文; 赤井 昌紀; 広瀬 秀幸; 橋本 政男

Nuclear Technology, 103, p.380 - 391, 1993/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.01(Nuclear Science & Technology)

原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、正多角形の水平断面をもつ炉心を構成し、幾何学的バックリングの統一的な表式を実験的に求めた。実験では、2.6w/o濃縮のUO$$_{2}$$燃料棒の三角格子配列から成る模擬炉心(正六角形・正三角形)において、臨界量及び中性子束・出力分布の測定を行った。燃料格子の臨界(材料)バックリングと各炉心の臨界水位を用いて、正六角形、正方形及び正三角形炉心の水平方向バックリングは、水平方向の反射体節約を含む有効燃料領域の外接円半径をR$$_{c}$$としてBg$$^{2}$$=(a$$_{N}$$/R$$_{C}$$)$$^{2}$$の形で与えられることが判った。(a$$_{N}$$=2.66(正六角形),3.14(正方形),4.13(正三角形))。尚、本報告では、反射体付炉心による測定データから等価な裸の炉心体系のバックリングを評価する手法についても考察を加えている。

報告書

燃料棒内出力分布計算コード: RODBURN

内田 正明; 斎藤 裕明*

JAERI-M 93-108, 36 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-108.pdf:0.96MB

燃料を高燃焼度まで照射すると、出力分布は照射初期とは異なったものになる。とくに半径方向には、燃料表面でのピーキングが大きくなる場合が多く、リム効果として知られる燃料組織変化の原因になることがある。燃料の照射実験において、このような出力分布を簡便に解析するための手段として、多領域の燃焼過程計算コードRODBURNを開発した。このコードは、既成の燃焼コードORIGENのアクチニドに関する部分を中核とし、燃料表面に偏ったプルトニウムの生成を扱うために、これに共鳴吸収計算コードRABBLEを結合したものである。高燃焼度までの燃料照射実験についての検証計算により、コードは種々の初期濃縮度をもつ燃料における半径方向燃焼度分布を再現しうることが示された。

報告書

高速増殖炉用燃料の温度解析に用いる計算コード(DIRADコード)について

田中 健哉; 中島 弘*; 山口 俊弘; 上村 勝一郎; 中江 延男; 松本 光雄

PNC-TN8410 92-187, 21 Pages, 1992/05

PNC-TN8410-92-187.pdf:0.22MB

高速増殖炉用燃料の照射開始後の燃料温度解析用コードが整備されてきている。この種のコードでは、燃料組織変化や燃料ペレット-被覆管ギャップ熱伝達率等の解析モデルが重要である。これら解析モデルについては、海外高速炉及び高速実験炉「常陽」での燃料照射試験結果に基づいて設定されている。本資料は、高速増殖原型炉「もんじゅ」など高速増殖炉用燃料の主として照射開始後の燃料温度評価用として使用される計算コード(DIRADコード)を対象としてその解析モデル及び機能に関する理解を助ける目的をもって作成されたものである。

報告書

FCAに於ける高転換軽水炉(HCLWR)模擬炉心(Phase-1)の出力分布の測定

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

JAERI-M 91-186, 63 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-186.pdf:1.5MB

高転換軽水炉の炉物理量を把握するために、FCAにウラン燃料及び減速材としてポリスチレンを用いたゾーン型模擬炉心(FCAXIV)を構築した。減速材ボイド率、減速材対燃料体積比及び燃料濃縮度をパラメータに、$$gamma$$線計測法により径及び軸方向の出力分布を測定した。板状燃料に対する$$gamma$$線計測性の特色を活用して、非均質性を有するセル内の核分裂率微細構造を求めた。さらにこの出力分布からバックリングを求め、計算により求めた移動面積を用いて無限増倍率k$$_{infty}$$を求めた。径方向分布については、どの炉心についてもSRACによる計算値は実験値を過大評価しているが、軸方向については両者は良く一致している。セル内の核分裂率分布の計算値は、実験値を概ね再現しているものの、スペクトルの軟い炉心では過小評価する。無限増倍率k$$_{infty}$$は両者実験誤差内で一致している。

論文

Analysis of a neutron flux oscillation event at LaSalle-2

新谷 文将; 吉田 一雄; 平野 雅司; 藪下 幸夫*

Nuclear Technology, 93, p.82 - 91, 1991/01

 被引用回数:11 パーセンタイル:23.61(Nuclear Science & Technology)

1988年3月9日、米国ラサール2号炉(BWR5)で発生した自然循環状態での中性子束振動事象は、同炉の安全解析においてその発生を予測できなかったこと等の理由で注目された。著者らは本事象に関し、1)BWRの自然循環状態での中性子束不安定性の発生領域を明らかにする、2)事象の再現解析を行い事象の理解を深めることを目的とした解析を過渡熱水力解析コードRETRANを用いて実施して来た。本件はこれまでの解析で不十分であった点を考慮した改訂解析の報告である。解析の結果、不安定発生領域図上をラサール2号炉がどのように推移したかを精度良く示すとともに、同事象中炉心入口サブクール度が中性子束振動発生の重要な要因のひとつであることを明確に示した。また、解析で用いた不安定領域を求める手法の妥当性を検討するために行った実験解析により、その妥当性を示した。

報告書

燃料体スタック実証試験部(T$$_{1}$$)多チャンネル試験結果,III; 高温試験結果

日野 竜太郎; 高瀬 和之; 丸山 創; 宮本 喜晟

JAERI-M 90-033, 37 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-033.pdf:0.96MB

大型ヘリウムガスループ(HENDEL)の燃料体スタック実証試験部(T$$_{1}$$)では、12本の電気加熱方式の模擬燃料棒を挿荷した燃料体1カラムの実寸大模型「多チャンネル試験装置」を用いて、ヘリウムガスを1000$$^{circ}$$Cまで加熱する高温試験を行なった。本報は、模擬燃料体カラム内の発熱分布を均一にした場合と、傾斜状に変化させて実機燃料体カラム内の発熱分布を模擬した場合の高温試験結果についてまとめたものである。12本の模擬燃料棒の発熱量を均一にした試験では、ヘリウムガスはほぼ一様に配分されること、熱放射による伝熱量は燃料棒表面温度とともに増大して層流域では20%以上に達し、熱伝達率の平均的特性は従来の試験結果とよく一致した。また、傾斜出力試験では、3次元温度分布解析によりブロック水平断面内の温度差はかなり小さいことが分かった。

論文

Measurement of relative power distribution in axially heterogeneous core by gamma-counting of each fuel plate

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.32 - 44, 1988/01

軸方向非均質炉心の炉物理特性の把握を目的として、$$gamma$$スキャニング法により相対出力分布を測定した。測定はゾーン型部分模擬炉心の中心軸方向について行った。均質炉心に比べて、炉心中心部に内部ブランケットをもつ非均質炉心では出力分布が平坦化されることが実験的に観測された。また相対出力分布から出力ピーキング係数を求めた。軸方向非均質炉心の上部から模擬制御棒(B$$_{4}$$C)を部分挿入した場合の出力分布の歪みについても調べた。内部ブランケットが炉心中心に存在することによって上部炉心に加えられた制御棒による出力の歪みは下部炉心に対して緩和されることが明らかになった。計算は実験値を炉心領域および内部ブランケット領域で良く再現しているが、外部ブランケットの外側では約10%過小評価している。

報告書

$$gamma$$スキャニング法による軸方向非均質模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布の測定

佐藤 邦雄; 大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 若英*

JAERI-M 86-191, 76 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-191.pdf:2.05MB

$$gamma$$スキャニング法により、軸方向非均質炉の径方向核特性を把握する為、軸方向非均質部分模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布を測定した。ここでは、内部ブランケットを炉心中心部に設けたFCAXIII-1およびFCAXIII-2炉心の出力分布から径方向の出力分布の平坦化の度合・チャンネル出力の変化を調べた。この測定により、炉心中心部に内部ブランケットを設ける事により、軸方向のみならず径方向にも出力分布の平坦化が達成できる事を確認した。また、内部ブランケットの形状を変えることによって チャンネル出力の平坦化が達成できる事を確認した。測定した全てのケ-スについて計算を行なったが、計算値はおおむね実験値の傾向を再現している。実験値と計算値は炉心領域においては良く一致している。しかし 内部ブランケットおよび軸方向ブランケット領域では、計算値は実験値を過小評価している。チャンネル出力分布及び出力ピ-キング係数に付いては、計算値と実験値は良く一致している。

報告書

$$gamma$$スキャンニング法による大型軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布の測定

佐藤 邦雄; 大杉 俊隆; 大野 秋男

JAERI-M 85-207, 42 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-207.pdf:1.01MB

軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布を$$gamma$$スキャンニング法により測定した。内部ブランケットの存在により軸方向出力分布が平坦化される度合を調べるために、出力ピーキング係数を求めた。軸方向出力ピーキング係数は厚さ20cmの内部ブランケットを設けることで約12%減少することがわかった。模擬制御棒を炉心内に部分挿入した場合の出力分布の歪みを測定した。この測定により制御棒の濃縮度と歪みの大きさの関係、歪みの伝播する範囲、およびその範囲が内部ブランケットの存在によって変化することを明らかにした。測定した全てのケースについて計算を行った。計算値は炉心およひ内部ブランケット領域では実験値をよく再現しているが、外部ブランケット領域では過小評価していることがわかった。

論文

Measurement of relative power distribution at fast critical assembly by using gamma counting method

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.76 - 78, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:74.75(Nuclear Science & Technology)

相対出力分布の測定は炉心特性を評価する上で重要である。$$gamma$$線計測法は相対出力分布を測定する上で炉心内の任意の位置の測定が可能であることに加え、測定系が簡便である等の利点を有する。この手法は照射中に燃料板内に蓄積されたF.Pからの$$gamma$$線強度を計測することにより相対出力を求める。この手法をFCAXI-1(均質)およびXI-2(軸方向非均質)炉心に適用し相対出力分布を測定した。さらに測定された分布から軸方向ピーキング係数を算出し、FCAXI-1炉心について1.25$$pm$$2.5%,XI-2炉心について1.16$$pm$$2.5%を得た。内部ブランケットを用いたXI-2炉心のピーキング係数は均質炉心XI-1に較べ約8%減少している。また拡散計算で得られた出力分布は内部ブランケット領域で約20%の差が認められるが炉心部では一致している。これらの測定結果から$$gamma$$線計測法は相対出力分布の測定に有効であることを示した。

報告書

PWR型燃料集合体における分散型吸収棒の反応度効果および出力分布の測定

村上 清信; 青木 功; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

JAERI-M 84-194, 32 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-194.pdf:0.95MB

濃縮度3.2w/o UO$$_{2}$$燃料棒による15$$times$$15のPWR燃料集合体を模擬した試験領域と、その外側を濃縮度2.6w/o UO$$_{2}$$燃料棒による臨海調整用領域で取り囲んだ体系を作り、試験領域の吸収棒配置や吸収棒種類を変えた場合の、炉心に与える反応度効果、および出力分布の変化を調べるために、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて臨界実験を行った。吸収棒は、ボロンカーバイド含有量の異なる7種類を用い、1種類当り最大21本使用した。PWR型の分散型吸収棒配置において、吸収棒のボロンカーバイド含有量を増加させた場合の臨界水位の変化率は、ボロンカーバイド含有量の低い所で大きく、含有量が高くなるに従い小さくなる。しかし、含有量が1.66g/cm$$^{3}$$の高密度の場合でも、まだ飽和に達しなかった。

報告書

多目的高温ガス炉とガス冷却高速炉からなる共存エネルギー・システムの研究(III); ガス冷却高速炉の炉心構成と熱流動特性

吉田 弘幸; 飯島 進; 田中 良佶*; 川辺 俊明*; 堀田 雅一*

JAERI-M 82-183, 68 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-183.pdf:1.92MB

共存システムの形成に適するという観点からGCFRの基準炉心を設定した。基準炉心は13本の主炉停止系と6本の後備炉停止系の合計19本の制御棒を有し、炉心と軸方向ブランケットにはPu-Uサイクル、径方向ブランケットにはU-Thサイクルを適用し、核分裂性Puと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uの両方を増殖する目的を有している。本報告書では1.48という高い増殖比を有するGCFRにおいて、19本制御棒による反応度制御が可能かどうか、設定した燃料ペレットと被覆管最高温度条件を満足するかどうか、について核、熱流動両面から検討した結果について記述した。

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