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安藤 真樹; 飯島 進*; 大井川 宏之; 桜井 健; 根本 龍男*; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆*; 大野 秋男; 早坂 克久; 袖山 博志
JAEA-Data/Code 2006-006, 67 Pages, 2006/03
JAEA-Data-Code-2006-006.pdf:6.08MB
新型燃料高速炉の研究開発の一環として、金属燃料高速炉模擬実験(FCA-XVI-1及びXVI-2炉心)と比較する参照データを取得することを目的として、従来型燃料であるMOX燃料を用いた高速炉の模擬体系(FCA-XVII-1炉心)においてベンチマーク実験を実施した。測定した核特性量は、臨界性,反応率比,サンプル反応度価値,ナトリウムボイド反応度効果及び
Uドップラー効果である。また、広範な炉型に対応した実験データを取得することを目的として、FCA-XVII-1炉心の一部を変更した以下の実験を実施した。(1)プルトニウム組成を変化させた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(2)軸方向ブランケット部をナトリウム層に置き換えた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(3)窒化物燃料を模擬した燃料領域を設けた体系での各種特性量の測定。本報告書は、これら実験の測定方法と結果及び解析手法をまとめたものである。
倉田 有司; 滝塚 貴和; 大杉 俊隆; 高野 秀機
Journal of Nuclear Materials, 301(1), p.1 - 7, 2002/02
被引用回数：11 パーセンタイル：58.11(Materials Science, Multidisciplinary)日本におけるADS(加速器駆動核変換システム)の最近の戦略を述べた。階層型燃料サイクル概念は、長寿命放射性核種の分離と核変換のためのシステムとして、原研によって提案されている。ADSはこの階層型燃料サイクルのキーテクノロジーである。提案されたシステムは、鉛-ビスマス冷却,窒化物燃料を用いたマイナーアクチノイドと長寿命核分裂生成物を核変換するための800MWtのADSである。原研と高エネルギー加速器機構の統合計画のもとで、施設の概念設計が実施されている。高強度陽子加速器に加え、加速器駆動核変換技術の開発と実証のために、炉物理実験施設と工学実験施設が計画されている。炉物理実験施設ではハイブリッド未臨界システムの炉物理データを取得することを主な目的とし、工学実験施設では鉛-ビスマスターゲットシステムの設計のための材料データを蓄積することを主な目的としている。
倉田 有司; 二川 正敏; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 大杉 俊隆
Journal of Nuclear Materials, 301(1), p.28 - 34, 2002/02
被引用回数：52 パーセンタイル：93.86(Materials Science, Multidisciplinary)核破砕条件下での照射とともに液体鉛合金中の腐食が加速器駆動システムの開発のための重要な研究開発項目である。液体鉛合金中の腐食挙動は温度,高温部と低温部の温度差,液体鉛合金中の酸素濃度,流速,照射,応力,材料の化学組成等によって、影響される。特に、酸素濃度と保護膜の有効性が重要である。現在の研究開発計画が述べられる。(1)静的Pb-Bi中の基礎的な腐食研究では、腐食メカニズムの理解のために、種々の合金,純金属,被覆材が、異なる酸素濃度のもとで試験される。照射効果として、トリプルイオンビーム照射の腐食に及ぼす影響が調べられる。(2)流動Pb-Bi中腐食試験として、Pb-Biループを用いた試験が行われる。静的腐食試験装置、腐食試験ループの概要、酸素飽和条件下のPb-Bi中静的腐食試験の結果が述べられる。
大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02
高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB
Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。
安藤 真樹; 大杉 俊隆; 辻本 和文
JAERI-Data/Code 98-012, 35 Pages, 1998/03
JAERI-Data-Code-98-012.pdf:1.31MB
減速材装荷金属燃料炉心に対する解析精度を評価することを目的として、FCAを用い一連のZrH装荷金属燃料高速炉の模擬実験を行った。実験体系の選定と臨界特性試験の測定結果について述べた。高速炉標準解析手法を用いて実験体系の臨界性について解析を行った。臨界性解析では、実効増倍率の解析精度は、MOX燃料高速炉体系に較べて過小評価する傾向にあることが分かった。
大杉 俊隆
第30回炉物理夏期セミナーテキスト, p.118 - 137, 1998/00
高転換軽水炉では、燃料格子の稠密性と燃料濃縮度の特異性(6~8%Fissile/HM)の故に共鳴エネルギー領域の反応の寄与が増大し、従来の軽水炉或いは高速炉とは非常に異なった炉特性を示す。そして、解明すべき炉特性として、臨界性・転換比・減速材ボイド効果・制御棒反応度効果等が挙げられている。これらの特性に関する実験データを得、また、それを解析することにより高転換軽水炉に関する``Data & Method''を確立するために、FCAを用いた基礎的な炉物理実験を実施した。本報は、このFCA実験の成果をまとめたものである。また、高転換軽水炉の炉物理課題に対し、どのように挑戦したか、どのような工夫をこらしたかについて記した。
大杉 俊隆; 岡嶋 成晃
日本原子力学会誌, 40(4), p.259 - 262, 1998/00
FCA装置の概要、1990年以降の研究成果として、(1)FCA-XVI炉心及びFCA-XVII炉心、(2)FCA-XVIII炉心、(3)FCA-XIX炉心での実験について述べた。さらに、今後の利用計画として、新型炉の核特性、高速炉の反応度特性、マイナーアクティニド消滅処理特性等の研究テーマを挙げた。最後に、今後のFCAの果たすべき役割について、国際協力、高速炉開発における基盤研究を進める上で、多様なニーズに応えることのできる臨界実験装置の必要性を強調した。
in JAERI-FCA桜井 健; 岡嶋 成晃; 袖山 博志; 大杉 俊隆; M.Martini*; P.Chaussonnet*; H.Philibert*; I.P.Matveenko*; S.P.Belov*; V.A.Doulin*; et al.
Proc. of Int. Conf. on Physics of Nucl. Science and Technol., 1, p.182 - 189, 1998/00
高速炉臨界実験装置FCAで行った実効遅発中性子割合()の国際ベンチマーク実験の成果を報告する。本実験はOECD/NEAにおける核データ評価国際ワーキンググループの枠組みの中で、高速炉のの予測精度向上のために行ったものである。特にの測定において、さまざまな手法による測定値間の相互比較を行うことにより測定上の目標精度
3%を得ることを主眼において実験を行った。実験は、燃料組成を系統的に変化させて構築した3つの炉心、XIX-1(93%濃縮U炉心)、XIX-2(23%富化度Pu/U炉心)、XIX-3(Pu炉心)で行った。実験参加機関は、原研のほかにCEA(フランス)、IPPE(ロシア)、KAERI(韓国)、LANL(アメリカ)、名古屋大学である。これら参加機関がそれぞれ独立した手法で測定を行い、測定値間の相互比較を行った。その結果、個々の測定値間には測定誤差を越えるばらつきが生じた。しかし、これら測定値の平均をとることにより、測定上の目標精度3%を満足することができた。実験解析はJENDL3.2核データファイルに基づいた。
鈴木 康文; 小川 徹; 大杉 俊隆; 荒井 康夫; 向山 武彦
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.178 - 188, 1997/00
専焼炉等における超ウラン元素の消滅のための窒化物燃料サイクルに関する研究開発状況を紹介する。紹介内容としては、燃料製造技術、特性測定、照射試験、溶融塩電解及び乾式再処理でのマス・バランス評価が含まれる。
C及びPu反応度価値の軸方向空間分布の解析長家 康展; 大野 秋男; 大杉 俊隆
JAERI-Research 95-003, 40 Pages, 1995/01
JAERI-Research-95-003.pdf:1.37MB
高速炉における物質反応度価値の予測精度向上を目的として、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いてBC及びPu反応度価値の軸方向空間分布を測定し、その解析を行った。測定に用いられた炉心はXVII-1炉心で、典型的な酸化物燃料炉心である。実験ではこの炉心の中心軸方向にサンプルを挿入して余剰反応度を測定し、サンプルを挿入していないときの余剰反応度との差から反応度価値を求めた。解析はいくつかの計算モデルを用いて行い、その結果を比較した。更にDUO
燃料板のコーティング剤に含まれている水素の影響、炉心間ギャップの影響、輸送効果、メッシュ効果を調べ、実験値と比較した。BC及びPuの場合とも、炉心領域ではよい精度で計算値は実験値と一致するが、ブランケット領域では測定方法及び計算精度改善について検討する必要があることが明らかになった。
大杉 俊隆; 高野 秀機; 小川 徹; 秋江 拓志; 土橋 敬一郎; 平岡 徹*; 小林 嗣幸*; 松丸 健一*; 東海林 裕一*
Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.181 - 189, 1995/00
長半減期核種の閉じ込め・核種変換システムを確立するために、窒化物燃料高速炉と高温化学再処理とに基づく核燃料サイクルシステムを検討した。窒化物燃料高速炉はその秀れた炉心特性の故に、電力生産、燃料生産のみならず、核種変換用炉心等種々の炉型の設計が可能である。また、高温再処理法は、プロセスの単純さと、装置の小型化が容易であることから、燃料サイクルコストの大幅な低下が期待できる。窒化物燃料の高温化学再処理の各プロセスの技術的検討とマスフローの解析を求め、これらシステムの成立性を確認した。さらに、プロセス機器、プラント建屋の概略の設計を進め、大幅な燃料サイクルコストの削減の可能性が大きいことを示した。
飯島 進; 大井川 宏之; 坂東 勝*; 大野 秋男; 桜井 健; 根本 龍男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄; 早坂 克久
JAERI-M 93-186, 91 Pages, 1993/10
金属燃料高速炉を模擬したFCA XVI-1炉心での実験に基づいて、金属燃料高速炉の核設計計算への核データと計算手法の適用性を検証した。実験では、安全性評価に係わる反応度フィードバック係数に重点を置き、ドップラー効果、ナトリウムボイド効果、燃料移動および燃料膨張効果を測定した。解析は、JENDL-2核データライブラリーと3次元拡散計算により行い、計算はこれらの核特性を精度良く予測できることを示した。ただし、ドップラー、広領域ボイドおよび径方向燃料移動反応度価値については、計算精度の改善を検討する必要のあることを明らかにした。
稲辺 輝雄; 中田 宏勝; 秋江 拓志; 与能本 泰介; 小林 日出雄*; 圷 長; 伊藤 治彦; 岩村 公道; 大久保 努; 大杉 俊隆; et al.
JAERI-M 93-106, 104 Pages, 1993/05
本報告書は、軽水炉将来技術総合試験施設計画の中核をなす、燃料照射・炉特性研究のための試験炉について、システム構成、構造概念、核熱特性等の面から技術的検討を行い、試験炉としての概念の成立性を検討した結果をまとめたものである。検討の対象としたのは、PWR条件及びBWR条件の両モードの運転を実施し燃料照射試験を行うとともに炉特性試験を行う「PWR/BWR両用型試験炉」、PWR条件あるいはBWR条件のみのモードの運転を実施しこれらの試験を行う「PWR専用型試験炉」及び「BWR専用型試験炉」、並びに、燃料照射試験のみを効率的に行うことを目標とした「燃料照射専用型試験炉」の4種類である。検討の結果、これらの試験炉は、いずれも、技術的に成立するとともに、必要な燃料照射能力も確保し得るとの見通しを得た。
大久保 努; 冨合 一夫*; 大杉 俊隆
JAERI-M 93-015, 72 Pages, 1993/02
稠密BWR型高転換軽水炉の炉心冷却特性に関する検討を行う一環として、定常時の限界熱流束特性と代表的なLOCA事象である。高圧注水系配管破断事故並びに給水配管破断事故に関する安全解析を実施した。限界熱流束の評価には、KfKの相関式を用いた。評価結果は、出力比を1.3と仮定した高出力集合体の局所出力比1.2の燃料棒で囲まれた流路に面した燃料棒の最小限界熱流束比が、この集合体の冷却材流量を平均出力集合体の1.2倍にすることにより1.3程度にできることを示した。また、RETRANコードによる両LOCA解析の結果、炉心は問題なく十分に冷却された状態に保たれ、燃料集合体出力比1.3および局所出力比1.2を仮定した場合の炉心の最高温度は、より厳しい結果を与えた高圧注水系配管破断事故の場合で、事故直後に670
C程度になるものの、事故開始後20秒以降には300C以下に保たれることが示された。
大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄
JAERI-M 91-186, 63 Pages, 1991/11
高転換軽水炉の炉物理量を把握するために、FCAにウラン燃料及び減速材としてポリスチレンを用いたゾーン型模擬炉心(FCAXIV)を構築した。減速材ボイド率、減速材対燃料体積比及び燃料濃縮度をパラメータに、
線計測法により径及び軸方向の出力分布を測定した。板状燃料に対する線計測性の特色を活用して、非均質性を有するセル内の核分裂率微細構造を求めた。さらにこの出力分布からバックリングを求め、計算により求めた移動面積を用いて無限増倍率k
を求めた。径方向分布については、どの炉心についてもSRACによる計算値は実験値を過大評価しているが、軸方向については両者は良く一致している。セル内の核分裂率分布の計算値は、実験値を概ね再現しているものの、スペクトルの軟い炉心では過小評価する。無限増倍率kは両者実験誤差内で一致している。
C模擬制御棒半挿入体系の出力分布測定と解析大井川 宏之; 大杉 俊隆; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 田島 淳一*
JAERI-M 91-096, 39 Pages, 1991/06
BC模擬制御棒の反応度価値の予測精度向上に資するため、高転換軽水炉模擬炉心であるFCA XV-1及びXV-2(95V)炉心におけるBC模擬制御棒半挿入体系の軸方向及び径方向の出力分布を測定し、計算と比較・検討した。BC模擬制御棒の反応度価値と出力の歪みはほぼ正比例の関係にあり、反応度価値を正しく計算するためには、出力の歪みを正しく計算する必要があることがわかった。JENDL-2、SRACを用いた計算は反応度価値と出力の歪みの両方を10~20%程度小さく見積る傾向があり、その原因の一つとしてセル計算における均質化の効果により、出力の歪みが約5%小さく計算されていることがわかった。
東稔 達三; 岩村 公道; 大杉 俊隆; 高野 秀機; 鈴木 康文; 藤根 幸雄
原子力工業, 37(6), p.19 - 58, 1991/06
原子炉将来技術について展望した。その具体例について現在原研で検討を行っている受動的安全炉、高転換炉、超高燃焼炉、TRU消滅炉、及び燃料サイクル技術の高度化について概説するとともに、それぞれの研究開発課題を明らかにした。最後に軽水炉特別チームで検討を進めている軽水炉将来技術の基礎基盤研究に供する総合試験施設の概要を紹介した。
の測定桜井 健; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆
JAERI-M 91-014, 25 Pages, 1991/02
原研の高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて一連の高転換軽水炉模擬実験が行われている。その第1炉心であるFCAXIV-1炉心において、中心セル反応度価値測定により無限増倍率(k)を求める手法(セル反応度価値法)を適用し、炉心セルのkを測定した。さらに、得られたkをバックリング測定によるkと比較した。その結果、これら2つの独立した測定手法によるkは誤差の範囲内でよく一致した。
岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10
高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるBC及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。
B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、BCについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。
大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆
JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03
FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向の
U、
Pu、U、
Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値がU捕獲反応率/235U核分裂率およびU核分裂率/U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。
