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論文

Characteristic test of initial HTTR core

野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.6(Nuclear Science & Technology)

本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。

論文

臨界集合体の現状と将来利用,2-4; 高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)

秋濃 藤義; 山根 剛

日本原子力学会誌, 40(4), p.262 - 264, 1998/00

1985年5月のVHTRCの初回臨界以来、HTTRの基本設計、詳細設計及び部分模擬炉心の各炉心を構成し、基本的な炉物理である(1)臨界質量、(2)制御棒及び可燃性毒物棒の反応度価値、(3)中性子束分布、(4)動特性パラメータ$$beta$$$$_{eff}$$/$$Lambda$$等について実験・解析の比較を行い、HTTRの核設計精度の検証を行いHTTRの核設計の要請精度を満たすことを明確にした。また、VHTRCにおいてHTTRの初回臨界試験における核的安全性の評価のための実験を行い、1996年度でVHTRCを用いての実験を終了した。

論文

Measurement of flux tilt and eigenvalue separation in axially decoupled core

安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:49.06(Nuclear Science & Technology)

核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。

論文

Experimental verification and analysis of neutron streaming effect through void holes for control rod insertion in HTTR

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(2), p.185 - 192, 1997/02

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

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒カラムには、それぞれ制御棒を挿入するために3個のボイド孔がある。これらのボイド孔からの中性子ストリーミング効果を評価するため、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、模擬したボイド孔の反応度価値をパルス中性子法を用いて測定した。ボイド孔の反応度価値は中性子生成時間の変化の補正を考慮した修正King-Simmons式で求めた。測定結果を核データにENDF/B-IVを用いたBenoist'sの非等方拡散係数による計算結果と比較した。この結果、ボイド孔の反応度価値は等方拡散係数を用いて得られる反応度価値の約2倍にまで大きくなること、また、等方拡散係数による反応度価値を超える成分を中性子ストリーミング効果として定義すると、この効果は炉心領域において11%程度、反射体領域において32%程度過大評価されることが明らかになった。このためHTTR初臨界炉心においては、ボイド孔からの中性子ストリーミングによる反応度の低下は1%$$Delta$$k程度に止まると評価される。

論文

Analysis of control rod reactivity worths for AVR power plant at cold and hot conditions

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05

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

反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%$$Delta$$$$rho$$であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。

論文

Neutronics properties of JMTR LEU core

永岡 芳春; 斎藤 実; 二村 嘉明

Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.454 - 455, 1992/11

JMTRは1993年11月に現在の中濃縮(45%)燃料から低濃縮(20%)燃料へ転換する予定である。低濃縮燃料要素は芯材に高ウラン密度4.8gv/cm$$^{3}$$のシリサイド燃料を、要素側板に可燃性吸収体としてCdワイヤを採用する。これにより、サイクル途中の炉心燃料交換のための炉停止が不要となり1サイクル連続運転(26日)が可能となる。本発表では、低濃縮燃料炉心の核特性について現行炉心と比較し、炉心の安全性及び照射試験性能が現行炉心と同等であることを報告する。

論文

Selected reactor physics phenomena observed during N.S.Mutsu power-up tests

板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 落合 政昭; 原子力船むつパワーアップ実験計画チーム

Proc. of the Int. Conf. on Nuclear Power Plant Operations; Ready for 2000, p.435 - 441, 1992/00

1990年、原子力船「むつ」の出力上昇試験がなされた。その間、多くの炉物理特性が測定されかつ解析された。この論文では炉物理試験で観測された特性のうちいくつかを紹介する。即ち、温態臨界における種々の制御棒位置の組合せ、過剰反応度測定試験中に見られた強い制御棒相互干渉、制御棒移動に伴う炉外中性子検出器応答特性の変化について記述する。これらの複雑な現象を解明するため、新しい解析技法を取り入れた3次元計算が種々なされた。計算結果は実測値を良く再現した。これら3次元解析の結果より、舶用炉の炉物理特性を精度良く予測するためには3次元解析が不可欠であることが結論された。

報告書

FCA XV炉心におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒半挿入体系の出力分布測定と解析

大井川 宏之; 大杉 俊隆; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 田島 淳一*

JAERI-M 91-096, 39 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-096.pdf:0.85MB

B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の予測精度向上に資するため、高転換軽水炉模擬炉心であるFCA XV-1及びXV-2(95V)炉心におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒半挿入体系の軸方向及び径方向の出力分布を測定し、計算と比較・検討した。B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値と出力の歪みはほぼ正比例の関係にあり、反応度価値を正しく計算するためには、出力の歪みを正しく計算する必要があることがわかった。JENDL-2、SRACを用いた計算は反応度価値と出力の歪みの両方を10~20%程度小さく見積る傾向があり、その原因の一つとしてセル計算における均質化の効果により、出力の歪みが約5%小さく計算されていることがわかった。

論文

Experimental study on reactivity worth for absorber material in high conversion light water reactor using FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium

岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10

高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるB$$_{4}$$C及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。$$^{10}$$B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、B$$_{4}$$Cについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。

論文

Development and valiation of nuclear design code system for High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.350 - 358, 1990/09

本発表は、高温工学試験研究炉の核設計計算用コードシステムの内容を説明し、本コードシステムが十分な計算精度を有することを明らかにするものである。本コードシステムの計算精度評価には、VHTRCの実験データの解析を行なった。この解析より実効増倍率、制御棒反応度価値、反応度調整材反応度価値、出力分布に関する本コードシステムの評価誤差は、各々1%$$Delta$$k、2.6%、0.6%及び2.9%であることが明らかとなった。

報告書

SRACコードシステムなによるJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心の核特性に関するベンチマーク計算

有金 賢次

JAERI-M 87-063, 133 Pages, 1987/04

JAERI-M-87-063.pdf:3.46MB

JRR-4燃料の低濃縮化計画が原研の試験・研究炉濃縮度低減化計画に基づいて進められている。低濃縮炉心の核設計には、SRACコ-ドシステムが用いられている。本報告は、低濃縮炉心の核設計に用いた解析手法の妥当性を明らかにするため行なったJRR-4高濃縮ウラン燃料炉心のベンチマ-ク計算について述べたものである。ベンチマ-ク計算は、過剰反応度、幅寄性、制御棒価値、熱中性子束分布、ボイド係数、温度係数、質量係数,動特性パラメ-タおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Xeの蓄積による反応度減少の各核特性について実施した。その結果、計算結果と測定結果は良い一致を示し、解析手法の妥当性が示された。

報告書

低濃縮ウラン実験用燃料要素の核的特性測定とSRACコードシステムによる解析

有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実

JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04

JAERI-M-85-047.pdf:1.98MB

20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。

報告書

SHE-8炉心の制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数の解析; VHTR核設計法の精度検討,2

土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一

JAERI-M 9911, 32 Pages, 1982/02

JAERI-M-9911.pdf:1.08MB

濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEにおける実験のうち、SHE-8炉心を対象に実験用制御棒の反応度価値と、臨界時即発中性子減衰定数の解析を行ない、実験値と比較・検討した。解析では、中性子スペクトル計算に高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を、また炉心の中性子減衰定数の算出には2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いるものとし、輸送近似と出来る限り厳密な空間モデルを採用した18群S6PO計算を行なった。解析の結果、制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数とも5%程度の誤差範囲で実験値と一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法がほぼ妥当なものであることが確認された。

報告書

多目的高温ガス実験炉における制御棒価値評価モデルの検討

大村 博志*

JAERI-M 9433, 109 Pages, 1981/04

JAERI-M-9433.pdf:3.01MB

燃料体に2本を対として挿入される制御棒の反応度価値を、相互干渉効果も含めて、精度良く評価するモデルを得るための検討を行った。単位格子に対し、Sn法、モンテカルロ法など数種の輸送計算コードを用い、使用する群定数や燃料体および制御棒の形状などのモデル化が実行増倍率におよぼす影響について調べた。また、後備停止系が入った場合も含め、反応度制御素子間の干渉効果を定量的に検討した。さらに、これらの結果を踏まえ、炉心計算のための断面積均質化法を制御棒挿入燃料体に対し検討した。その結果、制御棒間の干渉効果のため、従来の中性子束を重みとする平均化のみでは反応度価値を過大に評価し、補正を要することが示された。なお、モンテカルロ計算によれば、制御棒および後備停止系の挿入孔内に中性子ストリーミングが存在し、これによる反応度の減少は、格子計算によるものではあるが、1%$$Delta$$k/k程度であることもわかった。

報告書

対配置制御棒反応度価値解析用コードDIRKの使用マニアル

新藤 隆一; 平野 光将; 深井 佑造*; 長浜 文夫*

JAERI-M 8553, 52 Pages, 1979/11

JAERI-M-8553.pdf:1.2MB

多目的実験炉の炉心では2本の制御棒が対配置されるが、このような場合、制御棒の反応度価値の評価には対となる制御棒間の相互干渉効果のため高度の解析手法が必要になることから本コードが開発された。本コードは双子型に制御棒が配置された制御棒領域とその周囲の均質な燃料領域とからなる格子系を対象とするもので、中性子輸送は制御棒領域では衝突確率法で、外周の燃料領域では拡散近似で扱われる。本コードはこれまで多目的実験炉の炉心設計の一環として、双子型制御棒体系における配置効果の検討に使用されてきている。

報告書

多目的高温ガス実験炉の参考設計; Mark-III炉心の核特性

平野 光将; 新藤 隆一; 渡部 隆*; 石黒 興和*; 斉藤 宣弘*; 倉重 哲雄*

JAERI-M 8293, 101 Pages, 1979/06

JAERI-M-8293.pdf:3.01MB

Mark-III炉心設計では、Mark-II炉心での残された主要課題である(1)レイノルズ数の向上、(2)炉停止余裕の確保、(3)炉外計測に必要な中性子束レベルの達成、(4)構造設計との整合、などの解決が主な目標とされた。その結果、なお炉停止余裕などのいくつかの特性において余裕は必ずしも大きいとはいえないが、第1次概念設計当初に設定された炉心設計指針・基準を満足する炉心Mark-IIIが実現できた。本報告書は、このMark-III炉心の核設計及び炉心核特性の詳細をまとめたものである。なお、本設計研究を通して、中空型燃料棒を装填したピン・イン・ブロック型燃料体により構成される実験炉炉心の設計限界を、ほぼ探り得たといえよう。

論文

Improvement of correlated sampling Monte Carlo methods for reactivity calculations

中川 正幸; 朝岡 卓見

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(6), p.400 - 410, 1978/06

 被引用回数:12

反応度を2次の摂動項まで計算できるように2種類の相関サンプリングモンテカルロ法(similar hight path methodとidentical flight path method)を改良した。非摂動系と摂動系の摂動領域を通過した中性子が核分裂により発生する第2世代の中性子も両体系間で相関がよくなるように、サンプリング法及び追跡法に工夫を行った。これらの方法は多目的モンテカルロコードMORSE中に組み込み、得られた反応度の統計的誤差も計算できる。これらの手法を用いて、FCAV-3体系の制御棒価値の解析を行い、その結果標準偏差内で測定値を予測することができた。ここで改良した2つの方法の内SFP法の方が制御棒価値の解析には、より有用であることがわかった。

論文

Estimation of multiple control rod worth with strong interaction effect in large fast reactors

三谷 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(9), p.517 - 520, 1976/09

 被引用回数:1

大型高速炉では炉を安全かつ機能的に運転する目的で多数本の制御棒を用いるように設計されている。しかし、制御棒間の相互作用が非常に強く、炉の出力分布に大きな影響を与える。従って、この大きな制御棒間の相互作用を有効に利用した最適制御棒計画を実現するためには、多数本制御棒間の強い相互作用を充分に理解し、把握する必要がある。この目的で、高次摂動法を用いた簡潔な表式で制御棒間の相互作用を理解する方法を提出したが、この表式は、実験炉,原型炉程度の炉については非常に有効であるが、実用炉,商業炉程度の炉については必ずしも充分でないことが明らかになった。これを克服するために新しい方法として「擬似(単一)制御棒法」なる概念を導入した。この方法では、炉心中心に対して対称な位置にある2本または3本の制御棒を見かけ上単一の制御棒と考え、それらの相互作用から多数本制御棒間の相互作用を理解する。1000MWe高速炉に適用し、その有効性が立証されたので報告する。

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