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論文

Plasticity correction on the stress intensity factor evaluation for underclad cracks under pressurized thermal shock events

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

When conducting structural integrity assessments for reactor pressure vessels (RPVs) under pressurized thermal shock (PTS) events, the stress intensity factor (SIF) is evaluated for an underclad crack which is postulated near the inner surface of RPVs. It is known that cladding made of the stainless steel is a ductile material which is overlay-welded on the inner surface of RPVs for corrosion protection. Therefore, the plasticity of cladding should be considered in the SIF evaluation for a postulated underclad crack. In our previous study, we performed three-dimensional (3D) elastic and elastic-plastic finite element analyses (FEAs) for underclad cracks during PTS transients and discussed the conservatism of a plasticity correction method prescribed in the French code. In this study, additional FEAs were performed to further investigate the plasticity correction on SIF evaluation for underclad cracks. Based on the 3D FEA results, a new plasticity correction method was proposed for Japanese RPVs subjected to PTS events. In addition, the applicability of the new method was verified by studying the effects of the RPV geometry, cladding thickness and several loading conditions. Finally, it is concluded that the newly proposed plasticity correction method can provide a conservative and more rational evaluation on SIFs of underclad cracks in Japanese RPVs.

報告書

ORIGEN2によるPWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

須山 賢也; 村崎 穣*; 望月 弘樹*; 野村 靖

JAERI-Tech 2001-074, 119 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-074.pdf:4.21MB

臨界安全評価上保守的な使用済燃料核種組成を簡便に与えることを目的として、ORIGEN2による燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子をもとめ、その保守性をMVPを用いた臨界計算によって確認した。この補正因子の算出のため、使用済燃料同位体組成測定結果の解析をORIGEN2によって行った。そして、その計算結果から得られた測定値に対する計算値の比(C/E値)の最大あるいは最小値を補正因子として与えた。求められた補正因子は使用済燃料とORIGEN2ライブラリの組み合わせごとに与えられる。得られた補正因子は、従来の臨界安全ハンドブックにおいて与えられていた推奨核種組成の再定義と考えられるものである。

報告書

Analyses of PWR spent fuel composition using SCALE and SWAT code systems to find correction factors for criticality safety applications adopting burnup credit

Hee, S. S.*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 野村 靖

JAERI-Research 2000-066, 131 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-066.pdf:6.36MB

同位体組成の計算をオブリハイムPWR型原子炉の26個の使用済燃料サンプル及び7つのPWR型原子炉の55個の使用済燃料サンプルを対象とし、SCALE4.4コードシステムのSAS2Hモジュールで27,44及び238群の断面積ライブラリ、及びSWATコードシステムで107群断面積ライブラリを用いて実施した。オブリハイム原子炉からのサンプルの解析では、幾何形状モデルはSCALE4.4/SAS2HとSWATそれぞれに対して作成した。7つのPWR型原子炉からのサンプルの解析では、SCALE4.4/SAS2Hに既に適用された幾何形状モデルをSWATのモデルに直接変換した。これら4種類の計算結果を測定データと比較した。便宜上、測定値対計算値の比をパラメタとした。この比が1より小さいとき、計算値は測定値よりも1大きく、1に近いと測定との一致がよい。燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価のための多くの重要な核種について、この研究で適用した4つの計算手法は一般的に測定値とよい一致を示した。しかし、さらに細かく見ると、以下の点に気づく: (1)オブリハイムPWR型原子炉の選ばれた16サンプル(26サンプルのうち16サンプルはNd-148法で測定されたが、10サンプルはNd-148法より信頼性の低いCs-137非破壊法で測定された)では、Pu-239及び-241で1より小さな比となった。(2)Am-241とCm-242については、16サンプル及び55サンプルともに、1より大きな比となった。(3)Sm-149は55サンプルで1より大きな比となった。(4)SWATは概してSAS2Hよりも大きな比の値を示した。燃焼度クレジットを取り入れた、最近のPWR燃料などを含めた中性子増倍率の保守的な評価のために、核種組成の計算値に掛ける補正因子を、71サンプル(選択した16サンプルと55サンプルとを併せたもの)の測定値対計算値の比に基づき生成した。

報告書

BETA: $$beta$$$$_{eff}$$実験解析プログラム

加藤 雄一*; 岡嶋 成晃; 桜井 健

JAERI-Data/Code 99-006, 71 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-006.pdf:3.14MB

$$beta$$$$_{eff}$$実験と解析に必要なパラメータを計算するコードBETAを開発した。BETAは、Driven因子、中性子相関実験での空間補正因子(g因子)、随伴中性子束で重みづけたg因子、炉心全体の核分裂率、随伴中性子で重みづけた炉心全体の核分裂率を計算する。また、BETAは、種々の遅発中性子データから実行遅発中性子割合を計算する。これらの計算には、SLAROM,POPLARS,TWOTRAN-IIで得る中性子束、随伴中性子束に用いる。本レポートでは、BETAの入力データ及びJCLに関するマニュアル、計算に必要なファイル、入出力例を示した。

論文

遅れ積分計数法における補正因子Fの評価

山根 剛; 竹内 光男; 島川 聡司; 金子 義彦*

日本原子力学会誌, 40(2), p.122 - 123, 1998/00

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

負の大きな反応度測定法の一つに制御棒落下法があり、動力炉や試験研究炉において、炉停止余裕の決定等に広く使用されている。制御棒落下法の解釈には外挿法と積分計数法があるが、現在では、精度に優れた後者が適用される場合が多い。一方、最近では高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験をひかえて、制御棒の落下時間の影響を取り入れる必要のあることが明らかにされ、遅れ積分計数法が著者等により提案された。今回、実用的な観点から、その遅れ積分計数法において用いる補正因子Fの数値を代表的な実験条件に対して図表にまとめた。

報告書

DANKE: 球,棒,平板に対するダンコフ補正因子モンテカルロ計算プログラム

奥野 浩; 小室 雄一

JAERI-M 94-049, 28 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-049.pdf:0.55MB

燃料棒(あるいは燃料塊)の配列において、隣接する燃料棒(あるいは燃料塊)による吸収のため、共鳴エネルギー領域の中性子束は相当減少する。ダンコフ補正因子は、実効多群断面積を求める際にこの非均質効果を表すのに用いられる。モンテカルロ法を用いてダンコフ補正因子を計算するプログラムMCDANを検討したところ、(1)燃料棒の配列体系において軸方向への中性子の飛行が考慮されていない、(2)MCDANでは中性子発生点を決めるのに、円(または球)内の半径方向に一様乱数を用いているが、これによって燃料表面から余弦分布する保証は得られない、という2点が明らかとなった。このため、これらの点を修正するとともに、板状燃料の配列及び燃料棒の六角格子配列へ適用できるようにMCDANプログラムを拡張した。改良版をDANKEプログラムと名付けた。DANKEは臨界安全性評価コードシステムJACS中の輸送計算用実効断面積作成コードMAIL3.0に組込まれた。本報告には、DANKEプログラムで採用している基礎式、プログラムの使用手引き及び他手法との比較計算を記す。

論文

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.15(Nuclear Science & Technology)

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495$$^{circ}$$C、運転時の異常な過渡変化時1600$$^{circ}$$C)を下回ることを確認した。

論文

Anisotropic diffusion effect on criticality of plate lattice fast assembly

白方 敬章; 飯島 勉

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(8), p.553 - 567, 1978/08

板状セル系の中性子拡散は一般に等方的ではない。LMFBRの組成を模擬した板状セルの場合、ブノアの理論に基づく方向別拡散計数の値は平行方向が直角方向よりも2~4%程度大きいことが分かっている。このことは板状セル臨界集合体の臨界性に影響を及ぼすことが予想される。この非等方拡散効果を輸送理論補正の場合と同様に通常の等方拡散計算に対する補正項として取扱うという現実的な方法が提案されている。実際のFCA、ZPRおよびZEBRA集合体に対してこの方法を適用してみた。その結果非等方補正の大きさは、板状セル系炉心に対して-0.2から-0.5%$$Delta$$k/kに達した。しかもその値は、板状セル系ブランケット或はNaボイドの集合体の場合はさらに増大する。したがって非等方拡散効果は板状セル系集合体の臨界性の解析にとって重要な要素であり、従来の非均質効果に加えて補正されなければならない。摂動法に基づくこの補正法は、非常に現実的かつ有用な方法である。

論文

Proposal of method to estimate criticality correction for anisotropic diffusion in plate lattice fast assembly

飯島 勉; 白方 敬章

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(9), p.682 - 684, 1977/09

 被引用回数:1

板状セル体系における中性子拡散は厳密には等方でなく、プレートの平行方向の拡散係数は直角方向に比べて一般に数%大きい。高速炉臨界実験装置における板状セルの装荷方式にはZEBRA式とFCA-ZPR式の二種類あり、前者は2次元的体系であるが後者は本質的に3次元的体系であり、拡散係数の異方性を考慮して性格に取扱うためには3次元非等方拡散方程式を解かなければならない。ここでは臨界性に対する拡散係数異方性の影響を、通常の等方拡散計算のk-値への補正項として取扱う方法を提案する。その際必要なものは通常の等方拡散計算並びに異方性を求めるセル計算だけであり、2次元あるいは3次元非等方拡散方程式を解くに及ばない。この方法はZEBRA式およびFCA-ZPR式の双方に対して適用できる。この方法をFCAVП-1集合体に適用してみると補正項の値は-0.34%$$Delta$$k/k、またNa喪失時の場合は-0.88%$$Delta$$k/kになった。これはk-値の補正項としては相当に大きい値であり、非等方拡散効果補正の重要性を示している。

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