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報告書

TRACY水反射体付き炉心の核特性評価

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-096, 84 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-096.pdf:3.6MB

過渡臨界実験装置TRACYにおける水反射体付き炉心での超臨界実験に先立ち、当該炉心体系の臨界性及び反応度に関する核特性を評価した。解析には、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVP及び2次元輸送計算コードTWOTRAN並びに核データライブラリJENDL-3.3を用いた。TRACYに既設の裸炉心体系における核特性との比較から、水反射体は、動特性パラメータを変化させないが、臨界液位を20%程度,温度反応度係数を6$$sim$$10%程度,ボイド反応度係数を18%程度、それぞれ減少させるものと見積もられた。また、Nordheim-Fuchsモデルによると、同一燃料条件及び同一反応度投入条件下では、水反射体系における第1出力バーストのピーク出力は、裸体系の場合に比べて15%程度小さくなるものと評価された。ただし、同モデルでは考慮されていないボイド反応度フィードバック効果が出力特性に与える影響については、同実験結果をもとに評価される予定である。

論文

Nuclear characteristics evaluation for a supercritical experiment facility using low-enriched uranium solution fuel, TRACY

中島 健

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10

TRACYの実験データを用いて、臨界量,$$beta$$$$_{eff}$$/$$Lambda$$比,ピーク出力,パルスのエネルギーといった核特性量の評価を行った。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を燃料とする超臨界炉であり、同装置により再処理施設のような核燃料処理施設における臨界事故を模擬できる。本評価では、臨界計算及び出力・エネルギーを評価するためのモデルの適用性について検討した。

論文

Study on reactivity feedback effects in the TRACY transient experiments

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00

核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。

論文

Experimental study on criticality accidents using the TRACY

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭; 森田 俊夫*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L83 - L92, 1996/00

TRACYは低濃縮ウラン溶液を用いて超臨界実験を行う装置である。1995年12月20日に、初臨界を達成し、基本的な核特性及び安全性能を測定するための定常実験を開始した。定常実験に引続き、1996年半ばには最初の超臨界実験を開始する予定である。この実験では、約2ドルまでの反応度添加を行う。本報告では、TRACY実験の目的、施設の概要、定常実験結果及び計算との比較について述べる。さらに、超臨界実験の評価結果についても述べる。

論文

Cryogenic system design and its component development for Fusion Experimental Reactor(FER)

加藤 崇; 多田 栄介; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 川越 英司*; 石田 秀昭*; 吉田 純*; 上谷内 洋一*; 島本 進

Fusion Technology 1990, p.1535 - 1539, 1991/00

原研では、核融合実験炉用冷凍システムの設計を進め、合わせて、本システムに必要とされる冷凍機器の開発も行っている。本冷凍システムは、約100kW程の冷凍能力が必要とされ、これを賄う為に、夫々の能力が30kWの冷凍システム4ユニットにて構成する。また、超臨界圧ヘリウムを冷凍する超電導コイルの冷却には、極低温ヘリウムポンプを用いた冷却システムを採用した。冷凍機器開発として、10kW級膨張タービン及び、600g/s級極低温ヘリウムポンプの開発を行なった。これらの開発結果は、30kW級冷凍システム開発における技術ベースを与えるに充分のものであっ。

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