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藤本 望; 山下 清信*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*
Nuclear Science and Engineering, 150(3), p.310 - 321, 2005/07
被引用回数：6 パーセンタイル：39.24(Nuclear Science & Technology)HTTRの臨界試験において、解析コードの検証を目的として環状炉心の試験が行われた。この試験では、初臨界炉心,臨界制御棒位置,中性子束分布,過剰反応度等の測定が行われた。これらのデータを被覆粒子の燃料コンパクト中での配置を考慮できるモンテカルロコードMVPで評価した。その結果、環状炉心における反応度に対する被覆粒子燃料の非均質効果は、中実炉心での効果より小さいことが明らかになった。実効増倍率の解析値は測定値と1%
k以下の誤差で一致した。中性子束分布の解析値は測定値とよく一致した。過剰反応度評価においては、制御棒の干渉効果を排除するための修正法を用いた。修正した過剰反応度と解析値は 1%k/k以下の差で一致した。
U nuclear data to improve k
biases on U enrichment and temperature for low enriched uranium fueled lattices moderated by light waterWu, H.; 奥村 啓介; 柴田 恵一
JAERI-Research 2005-013, 31 Pages, 2005/06
JAERI-Research-2005-013.pdf:3.29MB
本研究では、低濃縮ウラン燃料体系におけるk過小評価の濃縮度依存性について検討した。ベンチマークテストは、プレリミナリ版のENDF/B-VIIとCENDL-3.1のウラン断面積を含むさまざまな評価済み核データファイルを使用して行った。また、微濃縮体系で最近のJENDLやENDF/Bのウラン断面積評価にみられる温度上昇に伴うkの過小評価についても検討を行った。Uと
Uの核データの書き換え解析を通して、上記の両問題を解決する新しいU核データ評価を提案する。新しい評価データのテストは、ICSBEPハンドブックの低濃縮または高濃縮の金属または溶液燃料を含む多様なウラン燃料体系で実施した。その結果、提案する新しいUとプレリミナリ版のENDF/B-VIIのUのデータを組合せると、多くのベンチマーク問題に非常に良い結果を与えることが判明した。
長尾 美春
JAERI-Conf 2000-018, p.156 - 167, 2001/01
JMTR照射試験における中性子照射量の評価精度向上のため、従来の決定論的手法(ANISN,CITATION等)では正確な評価が難しい形状の複雑な体系についても高精度な評価が期待できるモンテカルロコードMCNPの導入を進めてきた。本報告では、これまでに行ってきたJMTR炉心の反応度計算及び中性子束計算へのMCNPの適用性の検討結果について述べると共に、中性子束計算に関して、実用上の課題となっている計算時間の短縮について検討した結果について述べる。
藤本 望; 中野 正明*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信
JAERI-Conf 99-006, p.328 - 333, 1999/08
HTTRの燃料装荷は炉心の外側から時計回りに装荷し環状炉心を構成した後、内側に装荷する方法で行った。この方法では、炉心の周りに設けた3系統の仮設中性子検出器の燃料装荷途中の応答が各系統毎に異なる。燃料が検出器の近くに装荷されると、その系統の1/Mは大きく変化するが、離れた位置に装荷されたときの変化は小さい。このため、これまでに用いられてきた1/Mの外挿で初臨界のカラム数を予測することが困難であった。よって、新たな方法としてあるカラム数で臨界となる状態での1/Mの変化を解析で求めておき、これと測定値を比較することにより初臨界のカラム数を予測する1/Mはさみうち法を考案した。この方法により、HTTRの初臨界カラム数を精度良く予測することができた。
藤本 望; U.Ohlig*; H.Brockmann*; 山下 清信
JAERI-Tech 98-060, 56 Pages, 1999/01
IAEAの国際協力計画のひとつであるHTTRのベンチマーク問題について、1998年8月の第1回会合で報告された原研とドイツユーリッヒ研究センターの拡散計算モデルとその結果についての比較を行った。その結果、全炉心装荷した状態では良い一致を見たが、燃料装荷途中では原研の結果が約1%k高い値を示した。この原因を検討するため、エネルギー群数、制御棒挿入孔からの中性子ストリーミング、反応度調整材のモデルによる効果についての検討を行った。その結果、エネルギー群及びストリーミングによる差は比較的小さいことがわかった。反応度調整材については、セルモデルの寸法による感度解析を行いその効果を明らかにした。これらの結果を基に、それぞれの解析モデルについて今後の改良項目を提案した。
藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 山下 清信; 茂木 春義
UTNL-R-0378, p.5.1 - 5.10, 1999/00
HTTRは1998年7月に燃料装荷を開始し、同年11月に初臨界を達成した。臨界近接では炉心外周部から燃料を装荷し、環状炉心で臨界とした。従来行われてきた1/Mの直線外挿では臨界予測が難しかったため、臨界量も調整した計算により評価した1/Mで測定値をはさみ込むことにより臨界量を予測することができた。臨界試験では、過剰反応度、炉停止余裕、中性子束分布、制御棒反応度価値、熱出力及び動特性パラメータ等の測定を行った。過剰反応度の測定では、制御棒の干渉効果により測定値は実際の値より小さくなる。そのため、解析により補正係数を求め、これを測定値にかけることにより補正を行った。炉停止余裕や中性子束分布測定では、解析値は測定値もよく模擬できていることがわかった。今後、試験結果の検討を進め、解析の高度化を図ることとしたい。
野尻 直喜; 中野 正明; 安藤 弘栄; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信
JAERI-Tech 98-032, 59 Pages, 1998/08
高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験の事前評価として、連続エネルギー法に基づくモンテカルロ計算コードMVPにより核特性解析を行った。拡散理論による炉心計算では直接モデル化が困難であった、燃料コンパクト、燃料棒、燃料棒挿入孔、反応度調整材等の燃料体内の非均質構造、制御棒及び制御棒挿入孔、後備停止系ほう素ペレット落下孔、炉心構成要素間の間隙等を詳細にモデル化した。解析により、初回臨界は16カラム前後燃料を装荷した状態で到達する見込みであること、その際第1,2,3リング制御棒を全引き抜きし中心制御棒だけを操作することで臨界調節が可能であることを確認した。また、臨界時の制御棒位置、過剰反応度、炉停止余裕等を求めた。これらの解析結果を臨界試験の計画策定に用いた。
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
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。
山下 清信; 野尻 直喜; 藤本 望; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 長尾 美春; 長家 康展; 秋濃 藤義; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; et al.
Proc. of IAEA TCM on High Temperature Gas Cooled Reactor Applications and Future Prospects, p.185 - 197, 1998/00
本報は、核設計コードの解析精度の向上を目的とした高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性試験に関するベンチマーク問題を高温ガス炉に関するIAEA-TCM会議参加国に提供するものである。HTTRの有効炉心直径及び炉心高さは、それぞれ230及び290cmであるので、設計検討された実用高温ガス炉の寸法の約1/2の大きさに相当する。過剰反応度は、実用炉のものとほぼ同じ高い値である。実用炉で計画されている環状炉心の特性を臨界近接時に取得する。これら3点から、HTTRを用いたベンチマーク問題は、実用高温ガス炉設計用核設計コードの解析精度の向上に役立つものと考える。本報告では、棒状の反応度調整材の取り扱いの難しさを含め、これまで原研で行った解析結果についても発表する。
田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘
Proceedings of European Nuclear Conference (ENC'98), 4, 5 Pages, 1998/00
高温ガス炉開発は、温室効果ガスの放出がほとんどない高信頼性かつ安定なエネルギー源確保の観点から非常に重要である。また、関連する高温分野の基礎研究は、将来の革新的基礎研究への貢献が期待されている。その目的達成のため、原子炉出口温度950
Cの高温ガス炉であるHTTRの建設が原研により進められている。建設はほぼ完了し、系統機能試験が1996年及び1997年に実施された。HTTRは1998年11月に初臨界達成の予定である。環状炉心構成での核特性試験を実施するほか、全炉心構成後は核特性試験及び熱流動特性試験を実施し、性能確認及び解析コードの検証を実施する予定である。また、高温ガス炉の固有安全性を示す安全性実証試験も予定されている。HTTRは、高温ガス炉開発において安全設計及び経済性評価の国際協力を推し進めるための中心的役割を担うとして大いに期待されている。
金子 義彦*; 山根 剛; 島川 聡司; 山下 清信
日本原子力学会誌, 38(11), p.907 - 911, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)積分計数法は原子炉の臨界未満度を決定する制御棒落下実験で広く使用されてきた。制御棒の挿入開始にともなって起る中性子密度の減衰は、その挿入度が低いと遅れる。一点動特性に基づく解析によると、これまで使われてきた積分計数法では、たとえ挿入時間が1~2秒の領域でも反応をかなり過小評価してしまう。高温工学試験研究炉(HTTR)については挿入時間は4~6秒に拡大される。この問題に対処するため遅れ積分計数法を提案する。この方法では、制御棒の落下が完了してから積分計数を始め、また、それ以前の計数に対する補正は瞬時挿入を仮定した一点炉動特性モデルを用いた計算により実施する。その理由は、制御棒落下の遅れの中性子密度減衰の遅れへの影響はその時点でほとんど消失するからである。この方法によれば20ドルもの大きな負の反応度が系統誤差2%の範囲で決定し得る。
久語 輝彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.513 - 520, 1992/06
TCAにおける2領域炉心のテスト領域の未臨界度を推定するための実験を解析し、Averyの結合炉理論に基づき測定可能なデータのみにより実現される推定方法の妥当性を検討した。Averyの定義が明確でないために、臨界でないときの結合係数を定義し直した。その結合係数を用いて、テスト領域の実効増倍率に関し2通りの評価を行った。一方は測定可能なデータのみを用いた簡易的な評価であり、他方は正確な評価である。評価結果を比較した結果測定可能なデータのみによる推定方法が妥当であるのは、テスト領域の未臨界度がかなり小さい場合のみであることがわかった。従って、この推定方法は一般の結合炉体系に対し適用できないと結論された。
大西 信秋; 高橋 秀武; 高柳 政二; 市川 博喜; 川崎 稔
日本原子力学会誌, 32(10), p.962 - 969, 1990/10
被引用回数：4 パーセンタイル：46.55(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉は、約5年の歳月をかけて改造工事を行い、さる平成2年3月22日に初臨界を達成した。本稿は、改造炉の設計、製作、据付等において苦労した事項、新しい技術の導入等について紹介するとともに、現在進行中の特性試験の結果について速報的に報告したものである。
瀬沼 一郎*; 三好 慶典; 須崎 武則; 小林 岩夫
JAERI-M 84-110, 51 Pages, 1984/06
原研で開発中のSRAC(Standerd Reactor Analysis Code)システムとJENDL-2を中心とした核データライブラリシステムとJENDL-2を中心とした核データライブラリの組合せを用いたベンチマーク計算を行った。ベンチマーク計算の体系は硝酸溶液燃料を中心とした、各種の組成・濃度・形状のPu均が質系とU/Pu均質系、さらに再処理工場溶液解槽を模擬舌核種の溶液濃度、毒物濃度の硝酸溶液中に棒状燃料を浸した、U/Pu非均質系等34ケースが選ばれた。モンテカルロ珪酸報告値と比較しても良い結果を得た。これは、現在原研で計画中の臨界安全性実験施設(CSEF)詳細設計に用いられる核設計コード評価作業の一環として行われたものである。
