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求 惟子; 安掛 寿紀; 柳澤 宏司
JAEA-Technology 2024-015, 30 Pages, 2025/01
JAEA-Technology-2024-015.pdf:1.36MB
NSRR定期事業者検査の反応度抑制効果確認検査(正ペリオド法、制御棒落下法)において使用している制御棒校正表について、その妥当性の検証を行った。制御棒校正表は、逆時間方程式により即発臨界未満でのステップ状の反応度投入量と正ペリオドの関係を計算した表(DOUBLING TIME-REACTIVITY)と遅発臨界状態からステップ状の負の反応度を投入した場合の出力減衰曲線から改良落下法により反応度投入量を計算した表(DECAY OF NEUTRON FLUX AFTER INSTANTANEOUS REDUCTIONOF REACTIVITY)で構成され、その作成は1975年頃に遡る。この制御棒校正表には、数値の出典、計算に使用したデータ等の記録が十分に示されていないため、その妥当性について改めて検証を行った。検証では、NSRRのパラメータを使用した逆時間方程式により正ペリオドと反応度の関係を解析的に評価するとともに、改良落下法については軽水型原子炉動特性解析コードEUREKA-2によって制御棒校正表の数値の再評価を行った。その結果、再評価した数値と、制御棒校正表の各表に示されている数値との差の標準偏差は、いずれも0.035%未満であり、実用上十分な一致を示すことから、制御棒校正表は妥当であることを確認した。
宇田川 豊; 更田 豊志*
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08
This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.
武田 哲明
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/00
原研では、高温ガス炉を用いた熱利用システムとして核熱による水素製造システムの技術開発を進めている。本研究の目的は、HTTR水素製造システムの熱伝達性能を明らかにするとともに高空隙率で金属細線を挿入した流路の伝熱特性,圧力損失特性を取得することである。円管流路を用いた実験から、金属細線を挿入する方法が、高温条件下ではさらなる熱伝達の向上が可能であることがわかった。
西原 健司; 岩永 宏平; 山根 剛; 岡嶋 成晃
JAERI-Research 2002-030, 63 Pages, 2002/12
JAERI-Research-2002-030.pdf:3.81MB
中性子源の存在する臨界実験装置において、定常状態から反応度を加えるなどして、他の定常状態に移行するような実験では、反応度と中性子源の変化が終息した後に中性子束が過渡変化している。この状態を解析して、その区間における反応度や中性子源強度、あるいはその両方を得る手法として、一般に逆動特性法(IK法)を用いることが出来る。しかし、従来の解法では測定された出力の誤差を考慮した、最も尤度の高い解を求めることや、得られた測定値の誤差を評価することができなかった。本研究では、最尤法を適応して、もっとも尤度の高い反応度と中性子源強度を決定し、その誤差を得る手法を開発した。また、FCAのロッドドロップ実験に対して本手法を適用し、手法の妥当性を確認した。
金子 義彦*; 長尾 美春; 山根 剛; 竹内 光男
JAERI-Conf 99-006, p.316 - 321, 1999/08
原子炉の正及び負の大きな反応度を決定するための2つの方法の提案を行った。正の大きな反応度に関しては、在来の実験方法では過剰増倍率が20%
k程度になると約20%もの系統誤差を生ずる可能性のあることがわかったため、実験の解釈を修正する方法を提案した。この方法では、仮想炉心における実効増倍率の増分として過剰増倍率を決定する。これにより在来法ては避けられなかった系統誤差はほとんど消失する。負の大きな反応度の決定には、制御棒落下法が多く用いられているが、通常の積分係数法による方法では、値を著しく過小評価することが、1点炉近似動特性による解析により明らかになった。この問題を克服するため遅れ時間積分法を提案した。この方法は制御棒落下開始からの中性子計数の積分が完了した後、計算により中性子計数を評価するものであり、-20$の大きな負の反応度を3%の系統誤差で決定することができる。
山下 清信; 竹内 光男; 藤本 望; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 野尻 直喜; 田村 誠司*
日本原子力学会誌, 41(1), p.35 - 38, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)軽水炉等では制御棒を瞬時に挿入できることから、落下法による反応度測定で制御棒の全挿入が瞬時に完了しなければならない前提条件は満たされていた。反応度事故時でも燃料温度の上昇が緩慢であり安全上、制御棒を急速に挿入する必要がない高温工学試験研究炉では、制御棒駆動機構への負荷を軽減するため挿入時間は12秒以下としている。このような原子炉に従来の落下法を適用すると制御棒の反応度価値は大幅に過小評価され測定誤差が大きくなる。そこで、反応度を連続的に測定できるIKRD法を用いて落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定できると考え、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)で確認実験を行った。実験及び解析結果の比較から、IKRD法を用いても反応度価値は、10%以下の誤差で測定できることを確認した。
山根 剛; 竹内 光男; 島川 聡司; 金子 義彦*
日本原子力学会誌, 40(2), p.122 - 123, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)負の大きな反応度測定法の一つに制御棒落下法があり、動力炉や試験研究炉において、炉停止余裕の決定等に広く使用されている。制御棒落下法の解釈には外挿法と積分計数法があるが、現在では、精度に優れた後者が適用される場合が多い。一方、最近では高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験をひかえて、制御棒の落下時間の影響を取り入れる必要のあることが明らかにされ、遅れ積分計数法が著者等により提案された。今回、実用的な観点から、その遅れ積分計数法において用いる補正因子Fの数値を代表的な実験条件に対して図表にまとめた。
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。
小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則
JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02
本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 102, p.71 - 84, 1987/00
被引用回数：19 パーセンタイル：84.15(Nuclear Science & Technology)質量流量:60~300kg/m
s,入口クオリティ:0.0~0.8,熱流束:3.4~26W/cm,圧力:3MPaの条件下でバンドル内水-蒸気二相流のドライアウト前・後の熱伝達実験を行った。ドライアウト前領域での熱伝達係数の測定値は、従来の相関式による計算値より若干大きい値となった。ドライアウト後領域での熱伝達係数の測定値は、Groeneveldの相関式による計算値とほぼ一致した。しかし、ドライアウト後領域における熱伝達係数をより正確に予測するためには、液滴による伝熱面冷却の効果を考慮した相関式の作成が必要である。
刑部 真弘; 大貫 晃; 傍島 真
JAERI-M 83-022, 26 Pages, 1983/02
PWR-LOCA時の再冠水過程開始直後における炉心上部の熱伝達は、強い熱的非平衡によって複雑なものとなっている。炉心下端から3235mmの高さで、高速度シネカメラで得た写真は、再冠水開始直後に液滴流と非加熱棒を伝わって流れ落ちる液膜を示していた。その液滴径を計測してみた結果、平均径は約1mmであった。この径は、単管内環状噴霧流で得られる値より大きい。一方、対応するウェーバー数は、従来、加速流中で得られているウェーバー数よりも少し小さい。その場所で得られた液滴流の熱伝達率は、Dittus-Boelter式で評価した対流伝熱項と、Sunらによるネットワーク解析で評価した放射伝熱項の和と、ほぼ一致した。
山崎 彌三郎; 清水 正之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(12), p.886 - 898, 1978/00
被引用回数：3気液二相流についての流体力学と水力学の方法による二種の基礎方程式を提案した。流体力学的基礎方程式は解析的困難を避けるために、二相流それ自体を取り扱うかわりに、気液間の境界面で同じ圧力と速度とを持つ仮想的な気相と液相の単相流を扱ったものである。また水力学的基礎方程式は、摩擦(相互作用)の項の取り扱いにおいて通常の形式と異なっているが、物理的な見通しが良い。つぎにこの方程式を数学的に解析し、ボイド率を中心とした物理量の間の関係を論じた。流体力学的方程式は、ボイド率の分布が圧力損失や速度分布と関係することを、示しているが、二相流の軸対称な層流の場合に、その具体的な関係式を求めた。水力学的方程式によっては、ボイド率と気液間の相互作用力との関係を論じたが、垂直上昇二相流に対しては実験値との関係も明らかにした。
金子 義彦; 中野 正文; 松浦 祥次郎
日本原子力学会誌, 19(6), p.380 - 390, 1977/06
被引用回数：2原子炉の反応度測定技術は長い歴史を有している。近年、新型炉の開発にとりくんでいる設計室や、原子炉の運転や保安に携わる現場から「反応度をもっと正確に測定できるようにすべきである」という要請がでてきた。その理由としては、原子炉の安全性、経済性さらに保守性の向上に対する反応度の重要性が強く意識されるようになったことにほかならない。この要請に対応して、内外の諸施設において、反応度測定技術に関して、着目すべき進歩がみられている。この総説では、これらの研究活動の実態について調査した結果をまとめるとともに、反応度研究の主として炉物理的問題点を整理し、今後の研究の目標について展望した。
1976年6月石川 迪夫; 富井 格三
JAERI-M 6790, 85 Pages, 1976/11
本報告書は、NSRR実験において実施した燃料破損実験の実験結果について検討を加えたものである。本報告書では、JP-II型試験燃料に標準試験燃料と同程度の150、200cal/gUO
の発熱量を与え、燃料仕様の相違による燃料挙動に及ぼす影響を調べた実験、ラインアウト出力による影響を調べた実験、繰り返し照射による燃料挙動を調べた実験および孔あき浸水燃料を用いて被覆管および上部プレナム部の孔の有無による破損挙動に及ぼす影響を調べた実験等について考察を加えた。
