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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：39.99(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。
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。
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。
