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高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 信仁*; 林 達也*
JNC TN8410 2000-011, 175 Pages, 2000/05
JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB
FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
JNC TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB
平成8
10年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。
飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*
JNC TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01
JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB
ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。
長家 康展
no journal, ,
炉物理分野で近年開発されてきたモンテカルロ計算手法と、炉心解析と炉心設計に対するモンテカルロ計算の応用例をレビューする。最後に、炉物理分野におけるモンテカルロ計算手法と炉心設計への適用性についての見通しを述べる。
菅原 隆徳; 国枝 賢
no journal, ,
最新の核データライブラリJENDL-5を用いて、原子力機構が検討している鉛ビスマス冷却型加速器駆動システム(ADS)の炉心解析を行った。JENDL-4を用いた結果に対して、実効増倍率が200pcm程度高くなり、Am-241, Pb-206, Bi-209, N-15などの変更が影響をしていることを確認した。また特に大きな改訂があったN-15に着目して検討を行った。具体的には、N-15の断面積のみもしくは弾性散乱微分断面積のみをJENDL-4からJENDL-5に変えた場合の違いを確認した。その結果、JENDL-4から断面積のみをJENDL-5に変更した場合、実効増倍率は320pcm上昇したのに対し、弾性散乱微分断面積のみをJENDL-5に変更した場合は138pcm減少した。断面積の変更により、実効増倍率が増加する一方、弾性散乱微分断面積の変更によりその増加幅が抑えられていることがわかった。