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論文

Benchmark experiment for physics parameters of nitride fuel LMFBR at FCA

飯島 進; 安藤 真樹; 大井川 宏之

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/10

FCAにおいて、窒化物燃料高速炉模擬実験を実施した。測定したNaボイド反応度価値やPu,B$$_{4}$$C反応度価値をこれまでにFCAで実施した金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬実験の結果と比較するとともに、これらの炉物理量の計算精度を評価したベンチマーク試験を行った。計算はJENDL-3.2及び当研究グループで開発した高速炉炉物理特性計算コードシステムを用いて行った。Pu及びB$$_{4}$$C反応度価値は、炉心間の相違は小さく、計算精度も良く似た傾向を示した。一方、Naボイド反応度価値は、窒化物燃料炉心の値が他の炉心のものと比べて小さくなる特性を示した。計算は10%程度の相違で、各炉心のNaボイド反応度価値を評価した。

報告書

高温工学試験研究炉1次上部遮へい体の昇温に関する解析

小川 益郎; 椎名 保顕; 文沢 元雄; 武田 哲明; 高田 昌二; 久保 真治; 稲葉 良知

JAERI-Tech 98-062, 126 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-98-062.pdf:5.95MB

高温工学試験研究炉(HTTR)において、1次上部遮へい体昇温の原因について、数値計算、模擬実験等により検討した結果、1次上部遮へい体の昇温は、おもに、アニュラス部パージガス流量の低下によって生じていると考えられる。このアニュラス部パージガス流量が低下する原因を熱流体工学上妥当、製作上現実的と考えられる範囲内では、特定することができなかった。そこで、アニュラス部パージガス流量が低下する仮想的な原因を幾つか仮定し、そのもとで、HTTR定格運転時の1次上部遮へい体温度を予測した。仮定した幾つかの原因のもとでは、HTTR定格運転時のアニュラス部パージガス流量は、0.899g/sから2.69g/sの範囲となり、これらの値を入力した2次元熱流体計算の結果、コンクリート温度の計算値は、40$$^{circ}$$C以下から約86$$^{circ}$$Cまで変化する結果となった。

報告書

ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験 実験データ集

下山 一仁; 宇佐美 正行; 三宅 収; 西村 正弘; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC-TN9450 97-007, 81 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-007.pdf:1.72MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、第1回目を平成8年2月15日に、第2回目を平成8年3月28日に、大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)を用い、温度計を模擬してナトリウム漏えい速度、漏えい形態の確認実験を行った。なお本実験データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

論文

Pre-evaluation of fusion shielding benchmark experiment

林 克巳*; 半田 宏幸*; 今野 力; 前川 藤夫; 前川 洋; 真木 紘一*; 山田 光文*; 阿部 輝夫*

Fusion Engineering and Design, 28, p.525 - 533, 1995/00

核融合装置の遮蔽設計に用いられる設計コードと核データの検証に遮蔽ベンチマーク実験は非常に有効である。効果的な実験体系を選定するためには予備解析が重要になる。今回、FNSで計画されているボイド実験、補助遮蔽体実験、超伝導電磁石(SCM)模擬実験について予備解析を行った。予備解析ではGRTUNCLコードにより作成された初回衝突線源を基に二次元輸送計算コードDOT3.5を用いた。群定数はJENDL-3から作られたFUSION-40を使用した。ボイド実験ではボイドの形状・サイズ・配置について検討し、補助遮蔽体実験では補助遮蔽体候補のB$$_{4}$$C/Pb、W、B$$_{4}$$C/Wの厚さと配置について調べた。また、SCM模擬実験では液体ヘリウム及びSCMの組成を実験的にどのように模擬したらよいかを検討した。これらの検討結果を基に、検出器の効率及び測定時間を考慮して最終的な実験体系を決定した。

報告書

FCAによる金属燃料高速炉ベンチマーク実験,II; FCA XVI-1炉心の実験と解析

飯島 進; 大井川 宏之; 坂東 勝*; 大野 秋男; 桜井 健; 根本 龍男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄; 早坂 克久

JAERI-M 93-186, 91 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-186.pdf:2.56MB

金属燃料高速炉を模擬したFCA XVI-1炉心での実験に基づいて、金属燃料高速炉の核設計計算への核データと計算手法の適用性を検証した。実験では、安全性評価に係わる反応度フィードバック係数に重点を置き、ドップラー効果、ナトリウムボイド効果、燃料移動および燃料膨張効果を測定した。解析は、JENDL-2核データライブラリーと3次元拡散計算により行い、計算はこれらの核特性を精度良く予測できることを示した。ただし、ドップラー、広領域ボイドおよび径方向燃料移動反応度価値については、計算精度の改善を検討する必要のあることを明らかにした。

報告書

ROSA-IV/LSTFによる美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象模擬実験のRELAP5/MOD2コードによる解析

渡辺 正; 久木田 豊

JAERI-M 93-008, 23 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-008.pdf:0.84MB

ROSA-IV計画/LSTF装置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(実験番号SB-SG-06)の解析をRELAP5/MOD2コードを用いて行った。本解析の目的は、SGTR実験解析に対する計算コード、及び入力データの評価を行い、SGTR事象に特徴的な現象に対するコードの予測性能の確認を行うことである。解析の結果、破断流量、1次系圧力、流体温度、自然循環流量等は非常に良く再現されたが、蒸気発生器(SG)2次側の水位、及び破断側SG2次側の圧力上昇が過大評価された。また、加圧器水位喪失後に加圧器内の蒸気がホットレグに進入する現象は解析でも見られたものの、ホットレグのボイド率は過小評価された。これらの結果をとおして垂直層状流モデル、及び水平層状流判定条件の問題点について議論した。

報告書

FCAによる金属燃料高速炉ベンチマーク実験,I; FCA XVI-1炉心の選定と臨界性

飯島 進; 大井川 宏之; 坂東 勝*; 中野 正文

JAERI-M 92-196, 33 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-196.pdf:1.08MB

金属燃料高速炉研究開発の一環として、FCAを用いた模擬実験を実施した。実験では、金属燃料高速炉の中性子スペクトルを持つ炉心を構築し、ドップラー効果、ナトリウムボイド効果、燃料膨張に伴なう反応度効果、B$$_{4}$$C制御棒価値および反応率比を測定した。本報告書では、実験体系の選定とFCAXVI-1炉心の臨界特性について述べる。

報告書

JT-60炉心模擬実験の概念検討

宮 直之; 中島 信治*; 牛草 健吉; 及川 晃; 今井 剛; 豊島 昇; 西谷 健夫; 松崎 誼; 栗山 正明; 永見 正幸

JAERI-M 92-140, 156 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-140.pdf:4.19MB

JT-60の高性化計画に続く計画として、炉心模擬装置を想定し、その概念検討を行った結果をまとめたものである。トカマク定常化に関する物理・工学の研究開発を炉心模擬実験の主要課題とした。この研究開発を進めるため、超電導コイルを用い、プラズマ電流10MA以上で長パルス運転を行う装置について検討した。特に、JT-60の現有施設・設備環境での装置の成立性を主な課題として概念検討を実施した。検討の結果装置が成立するおよその見通しが得られた。また今後の必要となる主な検討課題について明らかにした。

報告書

Introduction of Nuclear Instrumentations and Radiation Measurements in Experimental Fast Reactor 「JOYO」

大戸 敏弘; 鈴木 惣十

PNC-TN9420 92-005, 83 Pages, 1992/04

PNC-TN9420-92-005.pdf:2.17MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」の核計装設備および実験炉部で実施している広範な研究開発のうち、放射線計測が主要な測定技術となっている代表的な研究開発の内容を紹介するものでる。 核計装設備の紹介では、原子炉プラント設備としての核計装の機能と位置付け、使用している中性子検出器の仕様と特性、システム構成と機器配置等について記述した。各種照射試験やサーベイランス試験に対する中性子照射量を実測ベースで評価するための原子炉ドシメトリーでは、実験炉部が採用している多重放射化法とその測定解析評価法および目下開発中のHAFM(ヘリウム蓄積モニタ法)について概説した。また、放射線計測技術がキーとなる破損燃料検出技術の開発では、「常陽」の燃料破損検出設備と各種実験装置の説明に加え、現在までに実施した。一連の燃料破損模擬実験の主な成果を紹介した。 さらに、放射線計測を基礎技術として用いている研究開発として ・使用済燃料の燃焼度測定 ・被爆源(放射性腐食生成物)分布の測定と評価 について、その概略内容を記述した。

論文

Analysis of experiment simulating Mihama Unit-2 steam generator U-tube rupture incident by using RELAP5/MOD2

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。

論文

Analyses of the Mihama-2 SGTR event and ROSA-IV experiment SB-SG-06 to simulate the event

平野 雅司; 渡辺 正

Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 1, p.165 - 173, 1992/00

リスク評価解析研究室では、事故・故障の分析・評価に関する研究として、原子力発電所で実際に起きた事故事例の詳細な解析を実施している。この研究の一環として、昨年2月に美浜2号炉で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象と同事象を忠実に模擬したROSA-IVSB-SG-06実験の解析を実施した。この解析には、米国で開発された過渡熱水力解析コードTRAC-PF1を用いた。この解析は、同一の解析コード及び類似の入力モデルを用いた点に特徴がある。こうした解析は、これまでに例がない。この解析により、解析コードの高い解析能力が示されたとともに、実験結果を実炉での実事象に外挿する際に不足な情報を補間することができた。

論文

Chemical state of fission products in irradiated uranium carbide fuel

荒井 康夫; 岩井 孝; 大道 敏彦

J.Nucl.Mater., 151, p.63 - 71, 1987/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:35.03

ウラン炭化物燃料中の固体FPの化学形態を多相化学平衡プログラムSOLGASMIX-PVを用いた計算により予測した。固体FPは照射下の燃料中において、燃料母材中に固溶する、ウランを含む三元系化合物やFP自身の炭化物を形成する、金属相として析出する、などにそれぞれ分配される。FPの化学形態は、装荷する燃料の化学組成及び燃焼の進行に従い変化することが確かめられた。ここで得られた計算結果は、高燃焼度模擬の実験や照射後試験のデータと比較的良い一致を示した。ウラン炭化物燃料において、固体FPの蓄積に起因するスウェリングを、燃焼度1%あたり0.6%体積であると評価した。

報告書

FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(III) FCA XII-1集合体による実験と解析

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

JAERI-M-85-045.pdf:3.3MB

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$$_{4}$$制御棒ワースおよび$$gamma$$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B$$_{4}$$C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。

論文

軽水炉熱水力安全解析コードの評価

秋元 正幸; 田辺 文也; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 27(1), p.21 - 29, 1985/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

熱水力過渡解析コードが軽水炉プラントの安全評価上重要であることは言うまでもない。安全評価の解析で用いられるEM(評価)モデルに対して、近年、BE(最適予測)モデルによる解析コードが盛んに開発されている。BEコードはEMの安全余裕を定量的に評価する上でも、また実炉で起こり得る種々の過渡状態を予測する上でも極めて重要である。このようなBEコードの検証評価に当っては、実炉データを用いるのが正確な方法であるが、これには困難が伴うので、模擬実験に頼らざるを得なくなる。従ってBEコード評価上の問題は、模擬実験解析からいかにして実炉への適用性が十分かを明らかにすることである。本稿では、米国およびOECD(経済開発機構)の活動などを参考に、BEコード評価上の問題点,手順等について解説する。

報告書

高速炉系における代替構造材核種の核特性実験に関する予備解析

大杉 俊隆; 吉田 弘幸

JAERI-M 83-188, 61 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-188.pdf:1.5MB

本論文では、(1)不銹鋼(AISI316)の代りに代替構造材核種(V、Ni、Ti、Mo、Nb、Cu、Mn)を燃料ピン被覆管、燃料集合体ラッパ管に使用した場合の大型高速炉の臨界性、燃焼特性、増殖性、Naボイド反応度効果に与える影響を検討し、(2)大型高速炉の部分的模擬体系FCA XI-1集合体における代替構造材核種の核特性測定の可能性をNaボイド反応度効果を中心として検討した。上記の核種の中では、V、Ti、Niは臨界性、増殖性、Naボイド反応度効果の観点から不銹鋼と匹敵するかあるいはよりすぐれた構造材であることを示した。同時に、これらの特性は解析に使用した核データの精度に依存するので、構造材の炉物理特性を明確にする積分実験は、上述のすぐれた特性を検証し、かつ、核断面積データを評価するための有用な積分実験となりうることを指摘した。

報告書

FCA V-1集合体の臨界実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 山岸 耕二郎; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; et al.

JAERI-M 9059, 32 Pages, 1980/09

JAERI-M-9059.pdf:0.9MB

FCAでは高速原研炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。最初の物理的なモックアップであるVI-1集合体は「もんじゅ」の外側炉心の組成を模擬した試験領域を$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uのドライバーでとりかこんだゾーン型である。非均質臨界量、バンチング効果、中心における核分裂比および核分裂率の半径方向分布について研究が行われた。現在までに得られた解析結果に関するかぎり、実験値と計算値は、ブランケットにおける核分裂率分布の問題を除いて満足すべき一致を示している。

報告書

FCAV-2-R集合体における反射体効果実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; 金賀 寿雄; et al.

JAERI-M 9058, 11 Pages, 1980/09

JAERI-M-9058.pdf:0.46MB

高速実験炉「常陽」のMK-II炉心計画のため、V-2-R集合体によって不銹鋼反射体が臨界量、反応度価値および核分裂率に与える効果について研究を行った。その結果、断面積セットによって臨界性の評価にかなり大きい差異が存在すること、中心反応度価値における矛盾が未だ残されていること、および炉心・反射体境界近傍での詳細な取扱いが肝要であることなどが明白となった。

報告書

FCA V-3-B集合体におけるブランケット効果実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 前川 洋; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 松野 義明*; 洲崎 輝雄; 春山 満夫

JAERI-M 9057, 25 Pages, 1980/09

JAERI-M-9057.pdf:0.69MB

高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、一連のV-3-B集合体によってブランケット組成が核特性、とくに臨界量核分裂率分布およびB$$_{4}$$C模擬制御棒に与える効果について研究を行った。実験に使用したブランケット組成は、酸素を多く含むものおよびナトリウムを多く含む模擬ブランケットである。天然ウラン金属ブランケット(V-3集合体)の場合との詳細な比較が本報告においてなされている。

報告書

FCA V-3,V-3BおよびV-2-R集合体の核分裂率分布

溝尾 宣辰; 小川 弘伸; 小林 圭二*; 前川 洋; 松野 義明*; 三田 敏男*; 藤崎 伸吾; 弘田 実彌

JAERI-M 9056, 38 Pages, 1980/09

JAERI-M-9056.pdf:1.14MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬体系であるV-3,V-3B1,V-3B3,V-3B4,V-3B5およびV-2-R集合体における核分裂率分布の測定と解析を行った。測定は、劣化ウラン、濃縮ウランおよびプルトニウムの小型核分裂計数管を使用して、径方向の分布を求めたものである。上記の各集合体においては、炉心構成物質は同一であるが、ブランケット組成が天然ウラン金属、酸化物ウランと減速材およびSUSなどと異なっていることから、炉心内での分布の変化は小さいが、ブランケット領域においては大きな相異がみられた。解析はJAERI-FAST2を用いて1次元および2次元の拡散計算である。計算値対実験値(C/E)は、炉心内ではよい一致を示したが、ブランケット領域では従来どおり1.0より小さくなる傾向を示した。これに対し、実験孔内でのストリーミング効果および空格子の取扱いに対する補正を行うことにより、C/Eの1.0からのずれが大巾に改善されることを示した。

報告書

FCA V-3集合体におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒実験と解析

溝尾 宣辰; 松野 義明*; 前川 洋; 飯島 勉; 小林 圭二*; 中村 知夫; 弘田 実彌

JAERI-M 9055, 63 Pages, 1980/09

JAERI-M-9055.pdf:2.07MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬実験を目的として構成されたFCA V-3集合体において、B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。V-3集合体は「常陽」とブランケット組成に大きな差異がある上、実験に使用するB$$_{4}$$C模擬制御棒も常陽のそれの1/2サイズである。したがって、われわれは計算値対実験値(C/E)の存在する範囲を追求することにより、「常陽」の設計計算方式の妥当性を検定し、設計精度の向上に資することとした。模擬制御棒価値は、実験では系の末臨界度を中性子源増培法によって測定し、一方計算値はJAERI-FAST Version2を用い、均質拡散近似で求めた。ただし、模擬制御棒領域の実効断面積は衝突確率法によってあらかじめ求めたものを用いた。本研究で取扱った未臨界度は-6%$$Delta$$k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収まっていることが判明した。

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