Proposal of a neutron transmutation doping facility for n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 元山 瑞樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 135, p.12 - 18, 2018/05

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2018.01.005

The p-type spherical silicon solar cell is a candidate for future solar energy with low fabrication cost, however, its conversion efficiency is only about 10%. The conversion efficiency of a silicon solar cell can be increased by using n-type silicon semiconductor as a substrate. This study proposed a new method of neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) for producing the n-type spherical solar cell, in which the Si-particles are irradiated directly instead of the cylinder Si-ingot as in the conventional NTD-Si. By using a screw, an identical resistivity could be achieved for the Si-particles without a complicated procedure as in the NTD with Si-ingot. Also, the reactivity and neutron flux swing could be kept to a minimum because of the continuous irradiation of the Si-particles. A high temperature engineering test reactor (HTTR), which is located in Japan, was used as a reference reactor in this study. Neutronic calculations showed that the HTTR has a capability to produce about 40 ton of 10 cm resistivity Si-particles for fabrication of the n-type spherical solar cell.

Master plan and current status for feasibility study on thermal/hydraulic performance of reduced-moderation water reactor

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 三澤 丈治; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

日本原子力研究所は水冷却増殖炉(RMWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な検討、並びに燃料棒間隙幅といった形状効果の解析的評価の実現を目指した3次元解析手法の開発に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験を行い、成立性を確認している。

Advances of study on thermal/hydraulic performance in tight-lattice rod bundles for reduced-moderation water reactors

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 秋本 肇

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

日本原子力研究所は水冷却増殖炉(RMWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な検討、並びに燃料棒間隙幅といった形状効果の解析的評価の実現を目指した3次元解析手法の開発に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験を行い、成立性を確認している。

Conversion coefficients from fluence to effective dose for heavy ions with energies up to 3 GeV/A

佐藤 達彦; 津田 修一; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 仁井田 浩二*

Radiation Protection Dosimetry, 106(2), p.137 - 144, 2003/11

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a006343

重イオンに対する線量換算係数の評価は、放射線防護の目的から極めて重要である。そこで、最新の重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、3GeV/A以下のエネルギーを持つ陽子,重陽子,H,He,粒子,C,Ne,Ar,Ca及びFeに対する実効線量換算係数を計算した。得られた結果より、重イオンの種類に依存しないフィッティング式を導出し、その精度を検討した。

Research and development of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR)

岩村 公道; 大久保 努

Proceedings of 2nd Asian Specialist Meeting on Future Small-Sized LWR Development, p.7_1 - 7_5, 2003/00

これまでに豊富な経験を有する水冷却炉技術をベースとして、プルトニウムの多重リサイクルによる燃料の効率的な利用を目指す革新的水冷却炉である低減速軽水炉の開発が原研を中心に進められている。本原子炉は、MOX燃料を使用して持続的なプルトニウムリサイクルを確立するため、1.0以上の高い転換比を達成可能な炉である。このような高転換比は、炉心における中性子の減速を抑制する、すなわち水の割合を低減することにより達成できる。これまでに、1,356MWeの大型炉心に加え300MWe級の小型炉の設計を達成している。現在、炉心設計に加え、稠密炉心における熱流動特性,炉物理特性及び燃料照射挙動に関して、実験も含めた研究開発を進めている。さらに、低減速軽水炉技術の総合的な工学的成立性実証のため、180MWtの技術実証炉の設計を進めている。

Status on shielding design study for the high-intensity proton accelerator facility

笹本 宣雄; 中島 宏; 平山 英夫*; 柴田 徳思*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1264 - 1267, 2002/08

http://wwwndc.jaea.go.jp/nd2001/proc/pdf/2_1264.pdf

現在、大強度陽子加速器施設の建設計画が進行している。本施設は大出力ビームの加速器であり、非常に厚い遮蔽体を必要とする。合理的で最適な遮蔽設計を実現するために、半経験式と簡易計算法からなる遮蔽設計システムを構築し、部分的にモンテカルロ詳細計算法を導入した。簡易計算法は、高エネルギー計算に対応するためコードの修正を行った。本論文では、当施設の遮蔽設計の現状をレビューし、加速器施設の遮蔽設計の立場から高エネルギー核データの必要性に言及した。

Measurement of flux tilt and eigenvalue separation in axially decoupled core

安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05

https://doi.org/10.3327/jnst.34.445

核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。

Design window search based on AI technique

中川 正幸; 藤井 貞夫*; 宇野 昌嘉*; 小川 博志*

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1116 - 1119, 1992/11

https://doi.org/10.3327/jnst.29.1116

原子炉の炉心設計においては設計目標及び設計基準を満たす設計パラメータのセットを見つけるためには、各設計分野で多くのパラメータ計算を必要とし、且つ繰り返しが必要となる。デザインウィンドウを書くことにより設計者はよりこの様なパラメータを見付け易くなるが、なお且つ従来の方法では手間がかかる。ここではA.I.技術を用いて自動的にデザインウィンドウを探索する方法を考案し、例として熱流力設計に応用した。まず設計条件を満足するパラメータを見付けた後、設計成立範囲を探索して行く。この手法にはLISPで書かれた知識ベース、推論エンジン、パラメーターチェンジャーなどのプログラムが用いられ、専門家の知識が大巾に生きる様にシステムを作った。高転換軽水炉を例とした結果では、従来の手法による結果と大へん近い結果をEWSで15分の計算で得ることが出来た。

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心の基本特性評価

森本 裕一*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄

JAERI-M 92-067, 35 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-067.pdf:1.06MB

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心について、基本的な炉心特性を評価するため、Halingの原理に基づき、熱水力計算と結合した三次元炉心燃焼計算を行った。1.0に近い高い転換比を達成するため、本炉心の実効的な減速材対燃料体積比を0.25程度と小さくし、また、正の冷却材ボイド反応度係数を低減させるため、炉心は軸方向ブランケット部と核分裂性燃料部の多重層として構成される。燃焼解析の結果、冷却材ボイド反応度係数は均質炉に比べて負側へ移行できることを確認した。また、取出し燃焼度を45GWd/tとした場合、提案炉心の核分裂性プルトニウム残存比は1.03となる。

Experimental study on reactivity worth for absorber material in high conversion light water reactor using FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium

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

https://doi.org/10.3327/jnst.27.950

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。