PWRのゼロ出力炉物理試験において観察される低出力過渡応答によるDoppler係数の推定(I)-方法-

TSUJI Masashi; SHIMAZU Yoichiro; NARABAYASHI Tadashi; OHOKA Yasunori; YAMASAKI Masatoshi; HANAYAMA Yasushi

文献

J-GLOBAL ID：200902292082936273 整理番号：09A0462163

PWRのゼロ出力炉物理試験において観察される低出力過渡応答によるDoppler係数の推定(I)-方法-

Estimation of the Doppler Coefficient from a Lower Power Transient Observed in a Zero-Power Reactor Physics Test of a PWR (I) -Methodology-

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著者 (6件)： , , , , ,
資料名：
巻： 46 号： 5 ページ： 413-423 (J-STAGE) 発行年： 2009年
JST資料番号： G0317A ISSN： 0022-3131 CODEN： JNSTAX 資料種別：逐次刊行物 (A)
記事区分：原著論文発行国：日本 (JPN) 言語：英語 (EN)

PWR原子力発電所のゼロ出力炉物理試験のルーチン実験において測定される低出力過渡データからDoppler係数を推定する方法を開発した。一次冷却材ループにおける原子炉動力学と熱除去について2つの動的成分を考慮して,動的同定モデルを導入した。実験で観察される反応度フィードバックの効果は極めて小さく,また測定過渡データは動的同定の入手不能な間欠区間を幾つか含むことを考慮して,時間領域における動的同定法を適用した。動的モデルに含まれるDoppler係数などの未知パラメータは5つの推定ステップにより段階的に決めた。これらのステップでは,NIS信号からガンマ線ノイズを除去し,反応度過渡反応から反応度フィードバック成分を抽出し,そてデジタルシミュレーションにおいて観察される低出力過渡反応を再現するように燃料温度過渡反応を決めた。最後のステップでは,先行ステップにおいて評価された量を用いて,抽出反応度フィードバック成分からDoppler係数を推定した。推定値は炉心設計コードを用いて評価した値と良好に一致した。(翻訳著者抄録)

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原子炉核特性 , 原子炉動特性 , 水冷却型原子炉

引用文献 (15件)：

SHIMAZU, Y. A feasibility study on wavelet transform for reactivity coefficient estimation. J. Nucl. Sci. Technol. 2000, 37, 12, 1009
An American National Standard. Reload startup physics tests for pressurized water reactor. ANSI/ANS-19.6.1. 1997
Nuclear Fuel Industries. Nuclear design method of PWRs and its reliability (Improved NULIF System). 1996
Nuclear Fuel Industries. Reliability of nuclear design method of PWRs based on improved NULIF system. 2004
PEARCE, R. M. A direct measurement of uranium metal temperature coefficients of reactivity. Nucl. Sci. Eng. 1957, 2, 2

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