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吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
Pyeon, C. H.*; 方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 18 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.04(Nuclear Science & Technology)京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速・反射炉心においてアルミ、鉛、ビスマスサンプルとボイドを模擬するアルミスペーサを用いてサンプルおよびボイド反応度実験が行われた。実験値と比較して、JENDL-4.0とMCNP6.2を用いた固有値計算によるサンプル反応度は良い精度で得られた。また、ボイド反応度についてはJENDL-4.0の結果とENDF/B-VII.1の計算結果はともに実験値と比べて良い一致を示した。MCNP6.2/ksenによって得られた感度係数とENDF/B-VII.1に基づくSCALE6.2の共分散データを用いてサンプルおよびボイド反応度の不確かさを定量化し、アルミ、鉛、ビスマスの断面積に起因する不確かさの影響を明らかにした。ボイドを模擬するアルミスペーサを用いた一連の反応度実験解析により、KUCAの固体減速・反射炉心中のボイドを解析する手法を実証した。
山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1331 - 1344, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)反応度または外部中性子源強度の瞬時変化の後で生じる準定常状態における中性子計数率もしくはそのシミュレーションデータの経時変化に基づいて体系の反応度を評価した。その評価は準定常状態における出力の方程式に基づいて行った。研究の目的は中性子計数率の複雑な経時変化から適時に反応度を評価する方法を開発することである。開発した手法を中性子計数率のシミュレーションデータに適用した。そのデータは一点炉動特性コードAGNESによる計算とポワソン分布を持つ乱数によって作成したものである。さらにTRACYを用いて取得された未臨界実験データにも適用した。その結果、反応度の評価値と基準値の差は-10$以上の条件でのシミュレーションデータに対しては5%程度以下の差であり、-1.4$と-3.1$での実験データに対しては、7%程度以下であった。条件変化の数十秒後に反応度を評価できる可能性がこれにより示された。
大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平
Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10
被引用回数：2 パーセンタイル：58.67(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*
KURNS Progress Report 2020, P. 102, 2021/07
加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、鉛およびビスマスの核データ検証に資する実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界集合体(KUCA)で構築した高濃縮ウラン領域において、鉛およびビスマスについて、ボイドを模擬したアルミスペーサとの置換反応度実験を実施した。その結果、鉛およびビスマスともに解析値が測定値を20pcm程度過大評価する結果となった。
垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.
山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08
被引用回数：1 パーセンタイル：16.13(Nuclear Science & Technology)中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力
を新しい変数
(出力の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点(
)はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点()はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06
被引用回数：2 パーセンタイル：31.22(Nuclear Science & Technology)To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW
SRRX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.
谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05
被引用回数：1 パーセンタイル：16.13(Nuclear Science & Technology)The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.
and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05
被引用回数：3 パーセンタイル：44.39(Nuclear Science & Technology)This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.
福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.
Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02
被引用回数：6 パーセンタイル：56.26(Nuclear Science & Technology)鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。
谷口 良徳; 宇田川 豊; 三原 武; 天谷 政樹; 垣内 一雄
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.551 - 558, 2019/09
A pulse-irradiation test CN-1 on a high-burnup MOX fuel with M5
cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Although the transient signals obtained during the pulse-irradiation test did not show any signs of the occurrence of PCMI failure, the failure of the test fuel rod was confirmed from the visual inspection carried out after test CN-1. Analyses using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS were also performed in order to investigate the fuel behavior during normal operation and pulse-irradiation regarding the test fuel rod of CN-1, and the results were consistent with this observation result. These experimental and calculation results suggested that the failure of test fuel rod of CN-1 was not caused by hydride-assisted PCMI but high-temperature rupture following the increase in rod internal pressure. The occurrence of this failure mode might be related to the ductility remained in the M5 cladding owing to its low content of the hydrogen absorbed during normal operation.
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.
河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07
ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は、格納容器内に大量の水素やエアロゾルを発生させるために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故時において重要な現象の一つである。本研究では、800
Cに加熱した内部加熱器を入れたSCR実験を行い、内部加熱器下部の化学反応特性について研究した。さらに、SCRの自己終息機構についても内部加熱器の影響を考察した。本研究では、内部加熱器がナトリウム、コンクリート中の湿分、反応生成物の移動を妨げてしまうために、ナトリウムは内部加熱器の周囲から表面コンクリートに浸透し、反応することになった。SCRが進んでいくと、内部加熱器の下部には反応生成物が徐々に堆積し、それがナトリウムの拡散を妨げることになった。したがって、内部加熱器の周囲のコンクリートよりも内部加熱器下部のコンクリートの方がナトリウム濃度は相対的に小さく、コンクリート侵食量も内部加熱器の周囲よりも内部加熱器下部の方が小さくなった。しかしながら、反応の界面におけるナトリウム濃度は、内部加熱器との位置に係らず約30wt.%となった。これは、過去の研究で得られた実験結果と同程度であり、Na
SiO
程度の濃度である。内部加熱器が存在するSCRの自己終息機構においても、ナトリウム濃度は非常に重要なパラメータであることが分かった。
北野 彰洋; 中島 健*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04
フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。
福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.
Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01
被引用回数：8 パーセンタイル：68.49(Nuclear Science & Technology)鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では
Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.
Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 鍋島 邦彦; 高松 邦吉
Atom Indonesia, 43(2), p.93 - 102, 2017/08
HTTR炉心の中心制御棒を引き抜く反応度添加抜試験を評価する際、1点炉近似の動特性モデルを用いた解析手法は、最も汎用的である。一方、制御棒が引き抜かれると同時に、将来の反応度および中性子束の変化予測値を速やかに出力するには、非常に速い処理速度を持つ別の解析手法を必要とする。そこで、Time Delayed Neural Network (TDNN)とJordan Recurrent Neural Network (JordanRNN)を組み合わせ、新たにTD-Jordan RNNというニューラルネットワーク・モデルを作成し、HTTRの試験データをオフラインで十分学習させた。その結果、反応度添加試験時の反応度および中性子束の変化予測値を速やかに出力することができた。
北村 康則*; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05
被引用回数：1 パーセンタイル：11.46(Nuclear Science & Technology)短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。
河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12
被引用回数：6 パーセンタイル：52.61(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数
は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。
