本研究では、未臨界状態において直接測定しやすい量を有効活用することで、数値計算による核燃料の臨界安全性(実効中性子増倍率keff)の予測精度を向上することを目的とし、研究期間全体を通じて以下で述べる研究に取り組んだ。まず、遅発中性子先行核の効果を陽に取り扱ったω固有値方程式に対して一次摂動論を適用することで、任意の核データに対する即発中性子減衰定数αの感度係数について効率的な評価手法を新たに考案した。自作のエネルギー多群拡散計算およびSn法に基づく中性子輸送計算により、直接摂動法による感度係数の参照値と比較することで提案手法の妥当性を確認した。次に、運転停止中の京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)で測定された原子炉雑音(中性子計数の時間的揺らぎ)に対して、ブートストラップ法を活用したFeynman-α法によりα測定値を求めた。こうして得られたα測定結果を活用したデータ同化(バイアス因子法、炉定数調整法)により、核データに起因したkeff予測結果の不確かさが低減でき、数値計算における入力パラメータの一つであるウラン235核データ(核分裂スペクトル、ν値)の不確かさも低減できることを確認した。また、中性子計数率の時系列データを活用したデータ同化として、粒子フィルタ法による未臨界度の逆推定について検討した。粒子フィルタ法では、逆推定したい状態パラメータ(未臨界度など)にシステムノイズを与えた上で、一点炉動特性方程式に基づいた数値計算による予測を多数回実施し、実際に測定された中性子計数率との尤度が高くなるように、ベイズ推定により状態パラメータを逐次更新する。近畿大学原子炉およびKUCAで測定された中性子計数率の時間変化に対して本手法を適用することで、制御棒操作などに起因した未臨界度の変化を逆推定できることを確認した。以上の研究成果より、本研究の目的を達成することができた。
1 0 0 0 OA 詳細不明な体系における未臨界測定技術の開発
詳細な情報(幾何形状・核種組成)が不明あるいは不確かさが大きな核燃料を含んだ体系において、体系の未臨界度(どれだけ臨界未満なのかを示す指標)を測定する手法として、本研究では以下の研究に取り組む。①原子炉雑音(中性子計数の統計的揺らぎ)の情報から、体系が臨界近傍か否かを判断する手法を開発し、実証試験を行う。②過渡変化時における中性子計数率の時系列データの情報から、不確かさが大きな体系において未臨界度を概算する手法を開発し、実証試験を行う。③複数の中性子検出器信号から、体系固有の基本モード成分に相当する測定量を抽出する手法を開発し、体系固有の測定量を活用して不確かさを低減可能か検討する。
1 0 0 0 空間・エネルギー効果を考慮した3次中性子相関法のコンパクトな表現
- 著者
- 遠藤 知弘 岩瀬 仁紀 山根 義宏 山本 章夫
- 出版者
- 一般社団法人 日本原子力学会
- 雑誌
- 日本原子力学会 年会・大会予稿集
- 巻号頁・発行日
- vol.2007, pp.159, 2007
空間・エネルギー効果を考慮した3次中性子相関法の理論式を、高次検出器インポータンスを用いて、見通しの良いコンパクト表現で導出した。これに基づく未臨界度の表式は、従来の実効増倍率や未臨界反応度と異なる。その特徴を数値計算例で示す。