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報告書

HTTR出力密度分布評価における拡散計算モデルの検討

高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2003-081, 49 Pages, 2003/10

JAERI-Tech-2003-081.pdf:2.6MB

HTTR炉心の燃料最高温度の評価においては、炉心出力密度分布の予測精度向上が重要であり、炉心管理コードとしても用いられる拡散燃焼計算モデルの改良を図る必要がある。拡散計算によるHTTR炉心の出力密度分布解析について、可燃性反応度調整材(BP)を燃料体内に均質に分布させたモデル(BP混合モデル)とBP領域を分離したモデル(BP分離モデル)の解析結果を、グロス$$gamma$$線による出力密度分布測定結果及び連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPの計算値と定量的に比較した。その結果、BP混合モデルでは、炉心の軸方向出力密度分布に対する予測精度が不十分であること、BP分離モデルを用いることにより、予測精度が大幅に改善されることがわかった。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の高性能炉心概念の設計

山下 清信; 中野 正明*; 野尻 直喜; 藤本 望; 沢 和弘; 中田 哲夫*; 渡部 隆*

JAERI-Tech 97-055, 62 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-055.pdf:2.26MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の照射性能の向上及び炉心性能を実規模高温ガス炉のもと同等にすることを目的とし、核熱設計の観点から炉心の高性能化の検討を行った。本検討より、ダルマ落とし燃料交換方式を採用することにより、90GWd/tという高い燃料燃焼度を達成できる見通しを得た。また、一体型燃料コンパクトを用いることにより燃料の徐熱性能を向上でき、炉心平均出力密度を7.1W/cm$$^{3}$$まで大きくしても、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成できる見通しを得た。高速中性子束及び熱中性子束の最大値は、HTTRの約2.2倍及び約1.5倍まで増大できる見込みを得た。炉心有効流量の低下を防止するため、炭素複合材を被覆管に用いた制御棒の使用及び上部遮蔽体ブロックの側面にはめあい構造を設けカラム間の漏れ流れを低減することが、有効であることが分かった。

論文

Nuclear design of the high-temperature engineering test reactor (HTTR)

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 藤本 望; 竹田 武司

Nuclear Science and Engineering, 122, p.212 - 228, 1996/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:85.54(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用の核設計コードシステム(NDCS)を、既存のコードの改良及び格子燃焼計算コードDELIGHTの新たな開発により、確立し、その検証は、VHTRC-1の実験データを用いて行った。NDCSを用い炉心内の出力分布の最適化を行い、ブロック型高温ガス炉として世界で最も高い原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成可能な高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計を行った。出力分布の最適化は、ウラン濃縮度及び可燃性毒物諸元を炉心内で変化させることにより行った。核分裂性物質の燃焼による出力分布の最適形状からの逸脱は、局所反応度を平坦化することにより防止した。同時に炉心全体の過剰反応度を必要最小限に抑制し、制御棒を炉心内に殆ど挿入せずに原子炉を運転できるようにした。ここで行ったNDCSの開発及びHTTRの設計により、低濃縮ウランを用い、950$$^{circ}$$Cのような高い原子炉出口冷却材温度を目ざすブロック型高温ガス炉の核設計手法の基礎が確立したと言える。

論文

Optimization method of rod-type burnable poisons for nuclear designs of HTGRs

山下 清信

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.979 - 985, 1994/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:52.9(Nuclear Science & Technology)

ブロック型高温ガス炉では、燃料温度の上昇を避けるため、制御棒の炉心への挿入深さをできる限り少なく保つ必要があった。そこで棒状可燃性毒物の諸元(毒物原始の密度N$$_{BP}$$、棒半径r)を、実効増倍率(k$$_{eff}$$)が燃焼期間を通して最小値で一定となるように最適化する必要があった。しかしながら、この最適化はN$$_{BP}$$とrの殆どの組合せに対してサーベイ計算を行う必要があったため、これまで長時間を必要とする作業であった。この問題を解決するため、2つのステップからなる系統的な最適化方法を見出した。第1ステップでは、実効吸収断面積$$Sigma$$a$$_{BP}$$,N$$_{BP}$$及び$$gamma$$間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なN$$_{BP}$$$$gamma$$の組合せを予め選択する。第2ステップで有望な各々の組合せの$$Sigma$$a$$_{BP}$$とその期待される値の時間変化を比較することにより、最適なN$$_{BP}$$$$gamma$$の組合せを決める。この最適化方法により計算の回数を約1/10にまで低減できた。また、600燃焼日数のk$$_{eff}$$の変化を本方法により2%$$Delta$$k内に抑えることができた。このため、制御棒を炉心内に殆ど挿入しないで出力運転できるようになった。

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(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

Effects of core models and neutron energy group structures on xenon oscillation in large graphite-moderated reactors

山下 清信; 原田 裕夫; 村田 勲; 新藤 隆一; 鶴岡 卓也*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.249 - 260, 1993/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.05(Nuclear Science & Technology)

本報は、大型黒鉛減速炉のキセノン振動を2次元或いは3次元の炉心モデルで多群拡散理論を用いて解析し、炉心モデル及びエネルギー群構造の違いがキセノン振動挙動の評価に与える効果を検討した結果を報告するものである。精度の高いキセノン振動挙動の評価には、キセノンの中性子吸収断面積の変化が大きい0.1eVと0.65eVの間の熱中性子領域の群構造が出力分布の振動幅及び周期に有意な影響を与えるのでこの領域を詳細に扱ったエネルギー群構造の群定数を用いた多群計算が重要であることが明らかとなった。また、3次元R-O-Zモデルより得られたしきい値は、2次元R-Zモデルのしきい値と一致し、2次元R-Oモデルのしきい値と一致しなかった。このため、キセノン振動が発生し始める炉心出力のしきい値の評価には、3次元R-O-Zのモデルの代わりに2次元R-Zモデルを使用することができるが、2次元R-Oモデルは使用できないことが明らかとなった。これは、軸方向の出力分布の影響が評価できないからである。

論文

Analysis of overall temperature coefficient of reactivity of the VHTRC-1 core with a nuclear design code system for the High-Temperature Engineering Test Reactor

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一

Nuclear Science and Engineering, 110, p.177 - 185, 1992/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.41(Nuclear Science & Technology)

本報は、VHTRCの室温から200$$^{circ}$$Cまでの炉心昇温実験より得られた実効増倍率及び反応度温度係数を高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計計算手法を用いて解析し、解析値と実験値の比較より得た低濃縮ウラン炉心の温度特性評価精度の評価結果を報告するものである。核設計計算手法に用いる計算コードはDELIGHT-7、TWOTRAN-2及びCITATION-1000VPである。DELIGHT-7コードは、特にHTTRの燃料核特性を評価するため著者らにより開発された高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コードである。この精度評価では、解析値と実験値が極めてよく一致したことから、HTTRの核設計計算手法は低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の温度特性を適切に評価できることが明らかとなった。

報告書

高温工学試験研究炉における炉内ウラン濃縮度配分及び反応度調整材の最適設計

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 徳原 一実*

JAERI-M 89-118, 67 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-118.pdf:1.65MB

日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉(熱出力30MW)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950$$^{circ}$$Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くすることが必要である。このため、ウラン濃縮度配分の調整による径方向出力分布及び軸方向温度分布の平坦化により、原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}$$Cの条件下で燃料最高温度が制限値以下となる燃料配分を系統的に定めた。反応度調整材の諸元は、燃焼を通して炉心の余剰反応度が必要最小限となるように定め、制御棒の挿入により出力分布が歪まないようにした。本報は、この燃料最高温度低減のための系統的な燃料配分の設計手順及び設計結果について述べる。

論文

Analysis of SHE critical experiments by neutronic design codes for experimental very high temperature reactor

高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一; 土井 猛*

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(5), p.358 - 370, 1985/05

 被引用回数:13 パーセンタイル:82.27(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉の核設計に使用されている計算コードの精度検討を目的として、半均質臨界実験装置で行われた各種の臨界実験を解析した。核設計コードとしては燃料格子の中性子スペクトルを求め、さらに燃焼依存の群定数を作成するDELIGHT-6コード、炉心の核特性と熱特性を同時に考慮して計算する3次元炉心解析コードCITDEGAおよび輸送計算コードANISN-JRとTWOTRAN-IIがある。これらのコードを用い、臨界質量、中性子束分布、可燃性毒物棒価値、制御棒価値の実験解析を行った結果、実験と解析の相違はそれぞれ0.57%、5%、7%および5%以内であった。本解析結果より核設計に使用している計算コードがほぼ妥当なものであると言える。

報告書

多目的高温ガス実験炉の燃料格子の核特性解析

土井 猛*; 新藤 隆一; 平野 光将; 高野 誠

JAERI-M 84-209, 38 Pages, 1984/11

JAERI-M-84-209.pdf:1.19MB

多目的高温ガス実験炉を対象に、DEL2GHT-6およびSPACコードを用いた解析を行ない、その燃料格子の核特性を把握した。解析した項目は増倍率とその燃料変化、反応度の温度効果、共鳴吸収計算における二重非均質効果と共鳴積分値、可燃性毒物の反応度価値、等である。その結果、明らかになった主たる事項は次の通り。(1)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U共鳴吸収計算における燃料の二重非均質効果は無視できない。(2)可燃性毒物反応度価値は多領域モデルにより解析する必要がある。(3)ダンコフ係数に実際の燃料ブロックに対応したものを用いれば、六角形状の燃料ブロックを平均的な格子間隔をもつ円柱格子モデルで近似しても解析精度は悪くならない。(4)エネルギー群構造は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U分離共鳴領域では比較的細かく分割する必要があるが、熱エネルギー領域では群数は中性子スペクトル空間依存性の影響を受けない程度の分割でよい。

報告書

SHE-14可燃性毒物棒反応度価値解析; VHTR核設計法の精度検討,5

高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一

JAERI-M 9956, 23 Pages, 1982/03

JAERI-M-9956.pdf:0.81MB

多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として、半均質臨界実験装置(SHE)で行われた可燃性毒物(BP)棒の反応度価値測定の解析を、SHE-14体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびTWOTRAN-IIを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよびBP棒反応度価値を計算した。BP棒が一本および二本装荷された炉心に対し、解析用モデルをR-O形状で作成し、それぞれ三種のBP棒のボロン濃度に対し解析した。解析により得られたBP棒反応度価値は、ボロン濃度が4.27および8.35wt%の場合、実験値と10%以内で一致した。しかし、ボロン濃度が2.11wt%の場合には、20%以上の相違を示した。

報告書

SHE臨界質量実験の解析; VHTR核設計法の精度検討,1

高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一; 大村 博志*

JAERI-M 9955, 81 Pages, 1982/03

JAERI-M-9955.pdf:2.92MB

多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として、半均質臨界実験装置(SHE)で行われた臨界質量実験の解析を、SHE-8、12、13、14の各体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびCITATIONを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよび実効増倍率を計算した。実効増倍率の計算は、二次元のR-Oモデルおよび二種のTriangnlarモデル、さらに三次元のTriangnlar-Zモデルを用いて行った。次に補正計算を、軸方向バックリング効果、モテル化による効果、輸送効果等に対して行った。解析により得た実効増倍率は、実験値と約1~3%程度の相違を示した。このため実験炉の設計に用いている核設計コードのより精密な検証を行うためには、さらに詳細な解析が必要である。

報告書

SHE-14臨界時および制御棒挿入時の即発中性子減衰定数解析; VHTR核設計法の精度検討,3

高野 誠; 土井 猛*; 平野 光将; 新藤 隆一

JAERI-M 9942, 60 Pages, 1982/02

JAERI-M-9942.pdf:1.87MB

多目的高温ガス実験炉の核設計法の検証を目的として半均質臨界実験装置(SHE)で行われた、臨界時および制御棒挿入時の即発中性子減衰定数測定の解析を、SHE-14の体系に対し行った。解析では、DELIGHT-5およびTWOTRAN-IIを用いて、それぞれ中性子スペクトルおよび即発中性子減衰定数を計算した。解析は、各種のR-O形状モデルおよびX-Y形状モデルを用いて行い、さらに補正計算も行った。解析により得られた、即発中性子減衰定数は、臨界時で-4.38%、制御棒挿入時で+-2%程度の実験値との相違を示した。これより、制御棒挿入時の即発中性子減衰定数解析法および使用した計算コードの妥当性が示された。

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

SHE-8炉心における銅反応率分布の解析; VHTR核設計法の精度検討,4

土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一

JAERI-M 9912, 21 Pages, 1982/01

JAERI-M-9912.pdf:0.76MB

濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEの実験のうち、SHE-8炉心を対象に、銅の放射化反応率分布の解析を行ない、実験データと比較・検討した。解析では、1~3次元拡散計算コードCITATION-2および2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いて18群炉心計算を行ない、必要な断面積は、高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を用いて算出した。銅の反応断面積には、GAM-1ライブラリーおよび1/vデータを採用した。解析の結果、制御棒が挿入された体系および挿入されていない体系とも、反応率分布は実験データと一致し、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崩壊熱の解析; American National Standardに基く

土井 猛*; 三竹 晋

JAERI-M 9622, 34 Pages, 1981/08

JAERI-M-9622.pdf:0.93MB

多目的高温ガス実験炉の原子炉運転停止後崩壊熱の時間挙動を、その代表的な燃料組成を対象に、アメリカ原子力学会で発行きれたANS(American National Standard for Decay Heat Power in Light-Water Reactors)に基いて解析した。運転中の発生出力、燃焼度、燃料組成変化等の炉物理量は、高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を用いて算出した。解析は、一定出力密度の条件下で数種類の燃料濃縮度と運転時間の組合せに対して行なった他、運転期間中に出力密度が変化した場合についても行ない、多目的高温ガス実験炉の崩壊熱に関する特性を明らかにした。

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