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杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*
Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。
大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09
A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.
竹田 敏一*; 横山 賢治; 杉野 和輝
Annals of Nuclear Energy, 109, p.698 - 704, 2017/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.65(Nuclear Science & Technology)核特性の測定と解析に係る系統誤差を推定すると共にそれらを取り除くことが可能な新しい断面積調整法を導出した。系統誤差を推定するために測定データと解析結果の比であるバイアス因子を適用する。バイアス因子の1からのずれは一般に系統誤差と統計誤差により引き起こされる。したがって、バイアス因子の1からのずれが測定と解析に係る誤差の合計の範囲内にあるかどうかを決めることにより、系統誤差を推定する。統計誤差は各々の信頼性のレベルにより決められるので、系統誤差も信頼性のレベルに依存する。高速臨界集合体及び高速炉実機により得られた589個の測定データを用いて、当手法により断面積調整を行った。当手法による調整結果と従来の調整手法を用いた結果との比較を行う。また、信頼性のレベルが調整後の断面積へ及ぼす影響についても議論する。
藤村 幸治*; 糸岡 聡*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
A core concept of minor actinides (MAs)transmutation with improved safety was developed. Coresafety was improved by reducing sodium void reactivitywith sodium plenum and optimized configuration ofaxially heterogeneous core. "The effective void reactivity"by assuming the axial coolant sodium density changedistribution for ULOF (unprotected loss of flow) accidentwas introduced. MA content in the core fuel wasincreased up to 11 wt% for the condition that negativeeffective void reactivity was attained. Therefore, the largeMA transmutation amount which is almost two times tothe conventional Japanese fast reactor was obtained. Wealso conducted thermal hydraulics and fuel integrityevaluation of the core concept and it was confirmed thattheir results meet to the Japanese fast reactor designconditions. Finally we evaluated the transient behavior ofthe core concept and it was confirmed that this core hassluggish response during ULOF accident due to thenegative coolant reactivity effect of the upper sodiumplenum.
横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05
As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data", MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.
竹田 敏一*; 宇佐美 晋; 藤村 幸治*; 高桑 正行*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.560 - 566, 2015/09
本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。Na冷却型高速炉における効率的かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施している。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析してきている。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「常陽」、PFR等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースの構築を進めている。本発表では、当該プロジェクトの概要とともに、高速炉によるMA核変換に係る手法の開発と数値解析結果等について説明する。
杉野 和輝; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.573 - 581, 2015/09
Reduction in uncertainty of Minor Actinide (MA) cross-section data is indispensable for a development of the transmutation technology, which is represented by the study on MA transmutation core concept. One of the most effective measures to attain the desire is to utilize MA irradiation test data with cross-section adjustment technique. For this purpose, most of the available integral data containing MA contributions have been compiled. This paper describes an investigation on improvement of MA cross-section data using the cross-section adjustment method. In order to enhance the reliability of the adjustment, two or more independent MA irradiation test data, which are represented by those measures in Joyo, PFR and Phenix, are utilized.
藤村 幸治*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.592 - 598, 2015/09
The objective of this study is the efficient and safety transmutation of long-lived minor actinides using sodium cooled fast reactors. MA transmutation fast reactor core concepts which harmonize efficient MA transmutation with core safety were developed. We reduce sodium void reactivity which is increased due to the higher MA content by optimizing key core parameters of axially heterogeneous core with sodium plenum. We also introduced indices of "the effective void reactivity" by assuming the axial coolant sodium density change distribution for ULOF (unprotected loss of flow) accident. These indices were introduced based on observation of sluggish transient behavior for the fast reactor core with the upper sodium plenum. The homogeneous MA loaded core was designed whose effective void reactivity is negative while achieving the amount of MA transmutation more than the two times to that achieved in previous studies.
吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", 
を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。
竹田 敏一*; 羽様 平; 藤村 幸治*; 澤田 周作*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 15 Pages, 2014/09
本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。高速炉における効率かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施する。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析する。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「もんじゅ」、「常陽」、FCA等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースを構築する。
吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.606 - 614, 2013/06
被引用回数：1 パーセンタイル：10.69(Nuclear Science & Technology)ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定する手法を開発した。ペレット内中性子束分布測定には、特別な箔を用いた箔放射化法を用いた。転換比分布測定には、特別なコリメータを用いた
線スペクトル解析法を用いた。開発した手法を用い、低減速軽水炉を対象とした臨界実験を行い、ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定した。測定値は、決定論的手法とモンテカルロ法によって解析した。中性子束分布の測定結果と解析結果は、1-2%の範囲で一致した。転換比分布の測定結果は、解析結果と一致することを確認した。今回開発した測定手法は、燃料ペレット内の中性子の振る舞いを調べるミクロ炉物理において有用であることが確認できた。
Van Rooijen, W. F. G.*; 羽様 平; 竹田 敏一*
Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2010/10
炉心解析で使用する拡散係数は、現状ではBenoistの手法に基づき、異方性を考慮した衝突確率を用いて求めている。しかしながら、Benoistの手法では、スラブ形状の2次元のボイド領域を含む体系の拡散係数を適切に評価できない。また、ゼロバックリングを仮定しているため、その妥当性も課題である。現在、ボイド領域を含む体系でも適切な拡散係数が得られるように決定論手法による格子計算の改良を図っており、その比較参照に供するためモンテカルロ手法による拡散係数の算出を試みた。
竹田 敏一*; 佐賀山 豊; 巽 良隆*
日本原子力学会誌ATOMO
, 52(8), p.462 - 467, 2010/08
資源有効利用及び環境保全性の観点から近年高速炉の開発が各国で加速してきている。ロシアとインドでは商用炉の運転開始目標を2020年に定め、中国は2030年頃、日本,フランス,韓国は2040
2050年の実用化をめざしている。その中でもインドと中国は、今世紀半ばまでに200GWeを超える高速炉を導入し原子力発電の主流とする国家戦略を打ち出すなど活発な動きが見られる。本稿では、IAEAが2009年12月に京都市と敦賀市で開催した国際会議(FR09)"International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles-Challenges and Opportunities"での議論を中心に、各国の高速炉とその燃料サイクル技術(高速炉サイクル技術)の開発動向と技術開発の現状、そして各国が有する重要課題についての3回連載の第1回として、開発主要国(ロシア, インド, 中国, フランス, 韓国, 日本)及び国際機関についての最新の開発計画の動向について紹介する。
植田 伸幸*; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 名内 泰志*; 木下 泉*; 松村 哲夫*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9493_1 - 9493_9, 2009/05
燃料無交換ナトリウム冷却小型高速炉(4S炉)の模擬実験として高速炉臨界実験装置(FCA)において取得した反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の主要核特性データに対して実験解析を実施した。確率論的手法として連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び決定論的手法としてSn輸送コードDANTSYSを用いた解析はともに、臨界性,反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の実験結果をよく再現することを確認した。
福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 木下 泉*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09
日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いて反射体付き小型高速炉の模擬体系を構築し、境界領域の核特性評価の信頼性向上を目的としたベンチマーク実験を実施した。高速炉における標準的な中性子輸送計算コードシステムを用いて臨界性に関する実験解析を実施した結果、70群エネルギー群定数及び輸送近似散乱断面積等を用いた標準的な計算条件では、1.5%
/ほど過大評価する結果となった。これに対して、反射体の主材料である鉄の数10keVから1MeVのエネルギー領域の散乱反応等を適切に評価するために、より詳細なエネルギー群数(140群)及び高次の非等方散乱(3次オーダー)を考慮した解析を行った。その結果、計算予測精度に対して1%/程度の改善が見られることを示した。
久語 輝彦; 安藤 真樹; 小嶋 健介; 福島 昌宏; 森 貴正; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 北田 孝典*; 竹田 敏一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(4), p.288 - 303, 2008/04
被引用回数：6 パーセンタイル：40.09(Nuclear Science & Technology)拡張バイアス因子法(PE法及びLC法)の有効性をFCA-XXII-1臨界実験を用いて水冷却増殖炉心に適用することにより調査した。拡張バイアス因子法の特徴が数値的に以下の通り確認できた。活用できる実験をすべて活用すれば最も設計予測値の持つ誤差を低減できる。PE法はどのような実験の組合せを用いても設計計算値の持つ誤差を低減することができる。PE法がLC法に比べて設計予測精度が向上する。また、本研究の結果、以下のことがわかった。実機炉心の
U捕獲率対
Pu核分裂率比(C28/F49)に対して、LC法では予測精度の向上は見られないが、PE法では、実効増倍率(K
)に関する実験結果がC28/F49に関する実験結果より効果的で予測精度が向上する。実機炉心の冷却材ボイド反応度に対して、単一実験結果を使用する場合はPE法ではボイド反応度に関する実験結果がKに関する実験結果より効果的で予測精度は向上するが、複数の実験結果を使用する場合は、両手法ともKに関する実験結果の組合せがボイド反応度に関する実験結果の組合せより効果的で、PE法による単一実験結果を使用したときよりも予測精度が向上する。これらから、実機核特性(K, C28/F49及びボイド反応度)に対して、Kに関する実験結果がそのほかの実験結果よりも効果的であると結論できる。これらの結果から、PE法は複数のベンチマーク実験結果を用いることによりモックアップ実験の補完する有望な手段であると結論できる。
久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 森 貴正; 竹田 敏一*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.73 - 82, 2008/00
本研究では、実機炉心とは逆の符号を持つ反応度価値測定値、すなわち実機炉心とは逆の符号の感度係数を持つ実験値を使用する場合に従来バイアス因子法では予測誤差が増加する問題を解決するため、バイアス因子法に累乗化実験値の概念を導入し、これをFCA-XXII-1臨界実験を活用して水冷却増殖炉心の冷却材ボイド反応度の予測誤差低減へ応用した。数値計算結果から、従来法では予測精度の改善が見られなかったのに対し、累乗化実験値概念が予測精度を向上させることが確認された。よって、累乗化実験値概念が効果的に実験結果を活用するとともに、バイアス因子法の適用性を拡張するものであると結論づけられる。
久語 輝彦; 森 貴正; 竹田 敏一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(12), p.1509 - 1517, 2007/12
被引用回数：16 パーセンタイル：72.04(Nuclear Science & Technology)核特性予測精度評価向上のためにバイアス因子法の適用性を高めるLC法及びPE法による拡張バイアス因子法を提案する。両手法は多数の臨界実験結果を活用して、半仮想的な実験値を作り出す。LC法は実験値の線形和の実験解析値の線形和に対する比をバイアス因子と定義する。PE法は累乗化した実験値の積の累乗化した実験解析値の積に対する比をバイアス因子と定義する。LC法における重み及びPE法における指数を、核特性予測値の分散を最小化するように決定するための定式化を行った。両手法,従来法及び先に提案された一般化バイアス因子法について理論的な比較を行い、PE法が予測精度向上のために最良の方法であることが結論される。PE法の主な利点は以下のようにまとめられる。利用できるすべての実験結果を利用することにより最も予測精度が向上する。PE法は元の設計計算値の持つ精度よりも必ず予測精度を向上する。したがって、PE法は、すべての臨界試験を有効に活用し、過去及び将来のベンチマーク試験を利用することにより、完全モックアップ体系を不要とする可能性を持つ。
久語 輝彦; 森 貴正; 小嶋 健介; 竹田 敏一*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
MOX燃料稠密格子軽水炉のためにFCA22-1炉心を用いた臨界実験結果を活用して、水冷却増殖炉のボイド反応度価値の予測誤差の低減を評価した。本研究では、仮想実験値として累乗化した実験値を用いてバイアス因子法を拡張した。この拡張による実機炉心特性の予測誤差の低減について定式化した。数値計算の結果、本概念により誤差が低減することが示された。本概念の導入は、実験データを有効に活用するとともに、バイアス因子法の適用方法を拡張するものであると結論づけられる。
青山 卓史; 関根 隆; 前田 茂貴; 吉田 昌宏; 前田 幸基; 鈴木 惣十; 竹田 敏一*
Nuclear Engineering and Design, 237(4), p.353 - 368, 2007/02
被引用回数：17 パーセンタイル：72.04(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」は、照射能力向上のため、MK-III炉心への改造を行った。MK-III炉心では、二領域炉心を採用して出力を平坦化し、制御棒配置を変更した。また、原子炉熱出力が1.4倍に増加したことに伴い、冷却系の改造を行って除熱能力を向上させた。MK-III性能試験では、低出力状態で炉心核特性確認のための臨界近接,過剰反応度測定,制御棒校正,等温温度係数測定を実施した。そして、段階的に原子炉熱出力を増加させながら核計装応答,ヒートバランスを確認し、定格の140MWt出力を達成した後、燃焼係数を測定した。本論文は、これらのMK-III性能試験結果のうち、炉心核特性に関する測定・解析評価結果をまとめたものである。
