Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大野 富生*; Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 鍋島 邦彦
日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.115 - 126, 2005/06
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)では高温ガス炉の安全性実証を目的とした制御棒引き抜き試験が行われている。試験の実施には事前解析が必要で、本報ではニューラルネットワークを用いた原子炉出力及び反応度変化の予測手法について報告する。本研究で提案するのはリカレントネットワーク(RNN)を基本とし、時系列データの処理性能を向上させるため時間同期信号(TSS)を加えたモデルである。ネットワークの入力とするのは中央制御棒位置変化と他の重要な炉心情報で、原子炉出力及び反応度変化を出力とする。学習後、今後の試験における原子炉出力及び反応度変化の予測が可能となる。
橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10
被引用回数：10 パーセンタイル：54.94(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900
Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
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：12 パーセンタイル：60.66(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。
神戸 満*; 角田 弘和*; 三島 嘉一郎*; 川崎 亮*; 岩村 公道
JAERI-Tech 2003-016, 68 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-016.pdf:4.37MB
本研究は、月面用の超安全・超小型原子炉RAPID-L(ウラン窒化物燃料リチウム冷却高速炉:電気出力200kW)に関するものである。原子炉はリチウム冷却の高速炉で、熱電変換システムにより発電し、廃熱はラジエーターパネルからの放射によって逃がす。RAPID-Lでは10年間連続運転が可能なウラン窒化物燃料の炉心を採用している。さらにRAPID燃料交換方式を採用する。これはカートリッジ式の一体型炉心を使う方式で、月面上でも迅速容易な燃料交換を可能にしている。したがって燃料交換後さらに10年間の運転が可能になる。本原子炉では従来型の制御棒を削除し、液体ポイズンのリチウム-6を使用する反応度制御装置(Lithium Expansion Module: LEM),原子炉停止装置(Lithium Injection Module: LIM)及び原子炉起動装置(Lithium Release Module: LRM)を採用し、無人での完全自動運転を可能とした。原子炉は総重量7.6tonで、通常のロケットにより1回で打ち上げが可能な寸法及び重量である。原子炉構造は直径2m,高さ6.5mである。信頼性向上のため可動機器を削除する方針で、エネルギー変換方式としては筆者らが開発中の高性能熱電変換システムを採用する。
角田 弘和*; 佐藤 理*; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 飯島 進; 神戸 満*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00
月面用高速炉RAPID-Lでは完全自動制御を達成するために、革新的な反応度制御システムLEM,LIM及びLRMを装荷する。これらのシステムでは、Li-6を液体吸収材として用いる。このLi-6は、高速炉ではこれまで吸収材として用いられたことがない。そこで、原研の高速炉臨界集合体(FCA)を用いてLi-6の反応度特性を調べた。実験では、濃縮ウランとステンレス鋼を用いてRAPID-Lの中性子スペクトルを模擬した炉心をFCAに構築し、95%濃縮Li試料を用いてLi-6の軸方向反応度価値分布を測定した。測定結果を、RAPID-L設計手法による計算結果と比較したところ、両者は良い一致を示した。この結果から、炉心設計手法に対するバイアス因子を求め、RAPID-Lに装荷するLEM及びLIMの本数を決定した。
島川 聡司; 田畑 俊夫; 小向 文作
JAERI-Data/Code 99-045, p.31 - 0, 1999/11
JAERI-Data-Code-99-045.pdf:1.22MB
従来、動特性解析に用いられてきたアナログ計算機に替わるものとして、複雑な反応度印加条件に対して簡易かつ迅速に解析可能なデジタル計算機用プログラム「REARA (REActivity Response Analyses program)」を開発した。このプログラムでは、自動制御棒効果や温度フィードバック効果などを考慮した解析、パルス中性子打込みに対する応答解析が可能となっている。本プログラムの解析結果の妥当性は、アナログ解析結果と比較することにより確認した。このプログラムを使用することにより、計算準備作業にかかる時間を飛躍的に節約することができる。また、原子炉運転員の訓練時に、動特性シミュレーションプログラムとしても利用できる。
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。
中野 正明; 山下 清信; 藤本 望; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 徳原 一実*; 中田 哲夫*
JAERI-Tech 98-017, 61 Pages, 1998/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。
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
/
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。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(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%
k程度に止まると評価される。
秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 藤崎 伸吾
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E281 - E289, 1996/00
HTTRの核設計における制御棒の核計算精度を検討するため、軸方向にウラン濃縮度が2-4-6%と異なるVHTRC-4炉心の中央カラムにHTTRの制御棒模擬体を1本全長挿入した反応度価値をPNS法で測定した。測定値はBF
検出器を燃料領域内の48点に配置した空間積分法及び即発中性子減衰定数を用いる修正King-Simmons式から求めた。測定値として20.0
0.3$を得た。実験解析はSRACコード及びモンテカルロ法GMVPコードを用いて10群で行った。計算値は18.6$及び19.00.3$となり測定値より7~5%小さく見積ったが、HTTRの核設計の要請精度10%以内を満たした。
optimal linear filter鈴木 勝男; 島崎 潤也; 渡辺 光一
Nuclear Science and Engineering, 119, p.128 - 138, 1995/02
被引用回数：8 パーセンタイル：62.65(Nuclear Science & Technology)本報はH線形フィルタを用いて、時間的に変化する正味反応度を推定する問題を解いたものである。まず、反応度を状態変数として扱う原子炉動特性方程式系を構築した。推定誤差のパワスペクトル行列のHノルムを最小化するH最小誤差フィルタは計測雑音で汚された中性子束から動的正味反応度の推定値を与えるものである。計算機シミュレーションに基づき、H最適線形フィルタの基本特性とその応答特性を明らかにするとともに、本フィルタが時変反応度を有効に推定することを示した。
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：51.78(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
、棒半径r)を、実効増倍率(k)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
a,N及び
間の時間関係を表す近似式を用いて、有望なNと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a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との組合せを決める。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の変化を本方法により2%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。
推定理論に基づく正味反応度の推定鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
日本原子力学会誌, 36(1), p.79 - 88, 1994/01
被引用回数：2 パーセンタイル：27.76(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の変化が未知である場合の動的反応度推定問題にH推定理論を適用して反応度推定器を設計した。設計は一点動特性方程式と仮想的雑音/外乱で駆動される反応度状態方程式とを組合せたシステムモデルに基いて行なった。H推定理論ではこの仮想的雑音/外乱はルベーグ可積分関数空間(L
)に属すると仮定する。本推定理論はカルマン理論に基づく設計論と比較すると簡潔かつ見通しよい設計論を与えることが分った。また、高速炉の反応度推定の数値シミュレーションの結果は、大きな観測雑音の下での反応度推定およびシステム雑音によって駆動される場合の反応度推定に関して良好な特性をもつことを示している。これらの結果から、H推定器は原子炉の出力運転状態において発生する反応度異常の監視に適用しうると考えられる。
最適推定器の適用鈴木 勝男; 島崎 潤也
JAERI-M 93-062, 28 Pages, 1993/03
本報はL関数空間に属する外乱全体に対して推定誤差の最大エネルギをHノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されたH最適推定理論に基づく設計法を用いて高速炉の反応度推定器を設計し、その推定結果について報告するものである。まず、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルを作成し推定器を設計する。次に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する反応度変化の推定結果を示す。
最適推定器の設計; 状態空間設計法と反応度推定への応用鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
JAERI-M 93-040, 25 Pages, 1993/03
H最適推定理論はL関数空間に属する外乱全体に対する推定誤差の最大「エネルギ」をHノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されている。本報はこの最適推定理論の定式化の特徴に注目して、設計仕様を周波数重みとして最適化基準に反映した設計法を示す。次に、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルに本設計法を適用して高速炉の反応度推定器を設計する。最後に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する正味反応度の推定結果を示す。
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
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。
C for HTTR山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(5), p.472 - 481, 1992/05
日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950C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必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力近くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計にこれを適用した場合の設計結果について述べたものである。
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。
