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論文

Validation of the nuclear design code system for the HTTR using the criticality assembly VHTRC

藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.155 - 162, 2004/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

HTTRは低濃縮ウラン燃料と可燃性毒物棒を用いている。HTTRの核設計コードシステムの検証を目的として、VHTRCが建設された。これをもとに実効増倍率,中性子束分布,可燃性毒物の反応度価値,制御棒価値,温度係数の設計誤差を評価した。モンテカルロコードの解析精度も評価した。

論文

VHTRCにおけるデジタル非線形H$$_{infty}$$推定器による反応度推定実験

鈴木 勝男; 鍋島 邦彦; 山根 剛; 藤井 義雄*

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.408 - 417, 2003/12

原子炉の安全運転や反応度異常の早期検知のためには、オンライン連続的な炉心反応度の監視が必要である。日本原子力研究所の高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、デジタル非線形H$$infty$$推定器を用いた反応度推定実験を行った。実験方法について、反応度の投入方法,サンプリング周期とアンチエリアシングフィルタ仕様,実験回路やデジタル非線形H$$infty$$反応度推定器の設計を述べた。次に、種々の反応度投入に対する出力応答試験の核計装信号のサンプリングデータを入力とするデジタル非線形H$$infty$$推定器の反応度推定結果について議論した。その結果、VHTRCの高出力運転及び低出力運転における動的反応度が、真値からほとんど遅れることなく、精度0.05¢$$sim$$0.1¢の範囲で良好に推定された。また、デジタル非線形H$$infty$$推定器により、周期Ts=10msのデータサンプリングの実時間推定が実現できることを確認した。本実験の結果から、実機のオンライン実時間反応度計として、デジタル非線形H$$infty$$反応度推定器が適用可能である見通しを得た。

論文

Evaluation of Delayed Neutron Data for JENDL-3.3

吉田 正*; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 中島 健; 山根 剛; 片倉 純一; 田原 義壽*; 瑞慶覧 篤*; 親松 和浩*; 大澤 孝明*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.136 - 139, 2002/08

核データファイルJENDL-3.3の評価に寄与するために、$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Puの遅発中性子データの評価を行い、推奨値を求めた。遅発中性子収率に関しては、臨界実験装置FCAとTCA(原研),MASURCA(フランスCEA)における、最近の$$beta_{eff}$$の積分実験の結果を用いてJENDL-3.2の遅発中性子収率を調整した。その結果、高速炉や熱中性子炉の炉物理計算において重要なエネルギー領域で、収率の調整結果を誤差$$pm$$5%以内で得ることができた。特に、$$^{238}$$Uに関しては、調整によりJENDL-3.2の値と比べて約3%小さな収率を得た。遅発中性子の6群崩壊定数等の評価も行った。これは、核データ評価の国際ワーキングパーティー(WPEC)の遅発中性子データ評価サブグループの活動においてSpriggsが収集した遅発中性子の放出率の実験データを、最小二乗法により処理することにより行った。さらに、臨界実験装置VHTRC,TCAとTRACY(原研),VIPEX(ベルギーSCK/CEN)におけるペリオド測定やロッドドロップ測定の結果を用いて、得られた6群定数の検証を行った。その結果、新たな6群定数を用いると、JENDL-3.2の定数を用いた場合に比べて反応度価値が約3%増加し、反応度効果のC/E値を改善する傾向にあることがわかった。

論文

高温ガス炉臨界実験装置「VHTRC」の廃止措置

竹内 素允; 中嶋 勝利; 福村 信男*; 中山 富佐雄*; 大堀 秀士*

デコミッショニング技報, (24), p.27 - 46, 2001/09

高温ガス炉臨界実験装置「VHTRC」の廃止措置にかかわる概要と第1段階の解体工事で行った施設特性評価,物量評価,表面密度測定,試料分析と計算による評価並びに解体撤去工事(原子炉の機能停止にかかわる措置から原子炉本体の解体撤去)の手順,方法等のほか、工事全般にかかわる管理についてまとめた。

論文

臨界実験装置VHTRCの解体計画概要

安田 秀志

RANDECニュース, (45), p.6 - 7, 2000/05

VHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)施設は、昭和60年5月から平成8年9月までの間、高温工学試験研究炉(HTTR)の核的安全性等を検証するために運転を行ってきたが所期の目的を達成したので、平成12年3月17日に解体届を国に提出した。解体計画の基本方針として、ほとんどの撤去物を放射性廃棄物にしないことを目指すこと、JRR-2等での知見を活用して円滑に工事を実施すること、平成12年度に第1段階として原子炉本体等の解体を行い、平成14年度以降に第2段階として炉室建家等の解体を行うこと及び燃料要素は保管を継続すること、を挙げる。解体工事方法、安全対策のほか、撤去物の処分、再利用について記述する。解体工事開始後も使用するため、その性能を維持管理すべき核燃料貯蔵施設等の維持管理にも触れる。

報告書

燃料体内の反応度調整材位置を考慮した反応度価値評価手法のVHTRC実験データによる検討

藤本 望; 山下 清信; 秋濃 藤義

JAERI-Research 99-052, p.51 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-052.pdf:2.05MB

VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。

論文

IKRD法により落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定する方法

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

 パーセンタイル:100(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。

論文

臨界集合体の現状と将来利用,2-4; 高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)

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$$beta$$$$_{eff}$$/$$Lambda$$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。

報告書

VHTRC炉物理実験の解析によるモンテカルロコードMVPの精度評価; 臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度

野尻 直喜; 山下 清信; 藤本 望; 中野 正明*; 山根 剛; 秋濃 藤義

JAERI-Tech 97-060, 34 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-060.pdf:1.08MB

本報は、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の実験結果を汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(MVP)により評価し、MVPを高温ガス炉の核特性評価使用する場合の解析精度の評価を行ったものである。解析の結果、臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の解析誤差は最大で、それぞれ0.8%$$Delta$$k,7%,25%以下であった。臨界時の実効増倍率を十分な精度で予測できることを明らかにした。よって、HTTRの炉心特性評価にMVPを適用することが可能であることがわかった。

論文

Experimental verification and analysis of neutron streaming effect through void holes for control rod insertion in HTTR

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

 パーセンタイル:100(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%$$Delta$$k程度に止まると評価される。

論文

Evaluation of the high temperature engineering test reactor's first criticality with Monte Carlo code

山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*

Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00

将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率k$$_{eff}$$の変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。

報告書

H$$infty$$反応度推定法実証のためのVHTRC実験

藤井 義雄; 鈴木 勝男; 秋濃 藤義; 山根 剛; 藤崎 伸吾; 竹内 素允; 小野 俊彦

JAERI-Data/Code 96-001, 102 Pages, 1996/02

JAERI-Data-Code-96-001.pdf:2.32MB

この実験は、H$$infty$$反応度推定法を実証するためVHTRCにおいてデータ収集を行ったものである。本報告書では、実験の方法、測定回路およびデータ処理ソフトウエアの詳細について述べる。

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:13.09(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

Measurement of control rod reactivity worth in axially heterogeneous fuel core (VHTRC-4) by PNS method

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$$_{3}$$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$$pm$$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19.0$$pm$$0.3$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。

論文

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$ of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$を室温(21$$^{circ}$$C)と200$$^{circ}$$Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21$$^{circ}$$CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200$$^{circ}$$Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

報告書

Compilation report of VHTRC temperature coefficient benchmark calculations

安田 秀志; 山根 剛

JAERI-Research 95-081, 32 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-081.pdf:1.28MB

本報告書はIAEA協力研究計画の下に準備した高温ガス炉の炉物理ベンチマーク問題に対する各参加研究機関の計算結果を編集したものである。ベンチマーク問題は低濃縮ウラン被覆粒子燃料、黒鉛ブロック構造の臨界集合体VHTRCを常温から200$$^{circ}$$Cに昇温する場合の増倍係数、反応率等を算出することを課題にしたものであり、JAERI-Data/Code 94-013に報告されている。平成7年8月までに5ヶ国7機関が解析しており、これらの結果を比較できるようにまとめた。研究機関ごとに核データ、解析モデル計算コードが異なるため得られた値には差が見られるものの、実効増倍数係数では1%、反応温度係数では13%以内で実験値と一致することが確かめられた。

報告書

VHTRC temperature coefficient benchmark problem

安田 秀志; 山根 剛; 佐々 敏信

JAERI-Data/Code 94-013, 17 Pages, 1994/10

JAERI-Data-Code-94-013.pdf:0.77MB

低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の炉物理パラメータの計算精度を検討評価する資料とするため、IAEA協力研究計画(CRP)の一環としてベンチマーク問題を作成した。この問題はピンインブロック型炉である高温ガス炉臨界実験装置VHTRCに主として4%濃縮ウラン被覆粒子燃料を装荷して実施した炉心昇温実験に基づいて作成した。VH1-HP問題では常温から200$$^{circ}$$C間での5段階の温度ステップに対して、それぞれの臨界未満度から温度係数を算出することを求めており、VH1-HC問題で常温及び200$$^{circ}$$Cでの臨界状態での実効増倍係数を算出することを求めている。上記両問題ではさらに、スペクトル指標等のセル計算の結果を出すことも求めている。比較に供するため、主な計算結果に対応する実験結果も示した。

論文

Measurement of effective delayed neutron fraction of VHTRC-1 core

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.861 - 863, 1994/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:60.78(Nuclear Science & Technology)

VHTRC-1炉心の実効遅発中性子分率、$$beta$$$$_{eff}$$の測定を燃料コンパクトとMnコンパクトとの置換法を用いて行った。Mnコンパクトの反応度価値は臨界時の制御棒位置を測定し、制御棒校正曲線から求めた。置換法における燃料コンパクトとMnコンパクトとの吸収断面積の相違による反応度効果の補正は10群3次元拡散の第1次摂動理論を用いて行い、$$beta$$$$_{eff}$$の測定値として0.0075$$pm$$0.0002を得た。一方、$$beta$$$$_{eff}$$の計算は24群3次元拡散理論のSRACコードを用いて中性子束、随伴中性子束分布を求め、$$^{235}$$Uの遅発中性子核データにENDF/B-IV又はKeepinの値を用いて行った。この結果、Keepinの値は測定値より10%小さく、ENDF/B-IVの値は測定値より3.6%小さい値となったが、ENDF/B-IVの値は測定値の測定誤差6%(2$$sigma$$)以内で一致した結果を得た。

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:45.52(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。

論文

Measurement of overall temperature coefficient of reactivity of VHTRC-1 core by pulsed neutron method

山根 剛; 安田 秀志; 秋濃 藤義; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.122 - 132, 1990/02

高温工学試験研究炉(HTTR)の核的温度特性に関する設計計算精度を検証するために、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、VHTRC-1炉心の反応度温度係数を測定した。VHTRCは、低濃縮二酸化ウラン被覆粒子を用いたピン・イン・ブロック型燃料の炉心をもつ臨界集合体である。集合体全体を電気加熱により昇温して、200$$^{circ}$$Cまでの温度上昇に伴う反応度変化をパルス中性子法により測定し、等温条件下での反応度温度係数を求めた。その結果、反応度温度係数は25$$^{circ}$$C~200$$^{circ}$$Cの範囲で平均-1.71$$times$$10$$^{-4}$$$$Delta$$k/k/$$^{circ}$$Cであり、またその絶対値は高温領域に比べて室温付近で20%小さくなった。SRACコードシステムにより核データとしてENDF/B-IVを用いて解析したところ、計算はこの実験結果をよく再現することができた。

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