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将来型炉研究グループ; 炉物理研究グループ; 熱流体研究グループ
JAERI-Research 2000-035, 316 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-035.pdf:19.81MB
原研と原電は、低減速スペクトル炉心に関する主要な特性を評価するとともに同炉心に関する基礎基盤的研究を実施することを目的に、平成10年度より共同研究「低減速スペクトル炉心の研究」を開始、平成11年度に第1フェーズの研究を終了した。炉心概念の検討では、高転換比、長期サイクル運転あるいはプルトニウムの多重リサイクルが可能な炉心として、BMW型炉心3炉心、PWR型2炉心の概念を構築した。核計算手法の研究では、モジュラー型核熱結合炉心解析コードシステムの開発、及びモンテカルロ摂動計算手法の高精度化を行った。熱水力設計手法の研究では、炉心の熱工学的成立性を評価した。また、臨界実験の予備調査として、燃料棒本数、プルトニウム富化度等の概略値を求めるとともに、実験施設の改造方法を検討した。
高野 秀機; 秋江 拓志; 平岡 徹; 中村 邦彦*; 廣田 耕一*; 神島 吉郎*
Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.549 - 556, 1994/00
窒化物燃料を用いた鉛冷却高速炉について、高安全炉心の設計及びプラント特性の技術的検討を行った。炉心設計では、窒化物燃料に濃縮したN-15を用いることの炉心性能への影響を明らかにした。Na冷却高速炉では、N-15を用いるとボイド反応度が正側へ増加するが、鉛冷却高速炉ではもれに比べて無視でき負の設計が可能であり、Puインベントリの節約と増殖比の増加が期待できる。このサーベイ計算に基づき、全炉心ボイド反応度が十分に負で燃焼反応度変化の小さい固有安全性の高い炉心を設計した。さらに、ヒートバランス,SG概念,崩壊熱除去システム,耐震性等の原子炉プラントの技術的検討を行い、鉛冷却高速炉の特徴を明らかにした。ヘリカルコイル型SGを用いたコンパクトなプラントシステム概念に対する耐震性の検討では、応答加速度2Gの条件で60万KWe出力炉の立地が現在の設計基準内で可能であることを示した。
高野 秀機; 秋江 拓志; 半田 宗男; 平岡 徹; 中村 邦彦*; 廣田 耕一*; 神島 吉郎*; 田中 洋司*; 高橋 浩道*; 金子 邦男*
Proc. of the 7th Int. Conf. on Emerging Nuclear Energy Systems; ICENES 93, 8 Pages, 1993/00
高速炉の開発の魅力は、軽水炉に比べて極めて高い資源有効利用とTRU処理能力にある。軽水炉の代替となるためには、炉と燃料サイクルを含めた高い経済性と正のボイド反応度や燃焼反応度損失を低減した高い安全性をもつ高速炉システムが必要である。そのため、鉛冷却・窒化物燃料集合体からなる高速炉について、燃料仕様やIV-15の濃縮度をパラメータとして炉心特性を検討し固有安全性の高い炉心を設計した。この炉心を基にして、耐震性を含む安全性、ヘリカルコイル型SGをもつ原子炉構造等を検討し、プラントコストをNa冷却・MOX燃料高速炉と比較した。さらに炉と燃料サイクルを含めた自己完結型の総合燃料サイクルシステム概念を、電力供給型プラントと燃料フロー調整型プラント群を高温化学再処理をベースとして検討した。
朝日 義郎; 菅原 一郎*; 小林 敏樹*
Nuclear Technology, 91, p.28 - 50, 1990/07
被引用回数：2 パーセンタイル：31.33(Nuclear Science & Technology)IRISの設計では受動的機器のみで燃料健全性を保障することに主眼を置く。大きなヒートシンクを持つので格納容器内の平均化エンタルピは非常に低く(58kcal/kg)熱容量は非常に大きい(10Gcal/
C)。1次流路は2重サイフォンを持ち、主循環ポンプをSG出口に持つ。受動性が高いので、いろいろな系統が簡素化されたり、除去されたのみならず、プラント配置条件が緩和されている。計算によって、幾何学的及び熱流力的諸パラメータを決めた。大きな負荷遮断にも対応できるように炉制御ロジックを設計した。安全解析を行ない、事故時に原子炉は受動的に停止すること、特にLOCAの時には炉外プール水が受動的にECC水として挙動することを確認した。制御棒がないので、ボイド係数が負であるという条件が特に重要である。ヒートパイプを用いて大気を崩壊熱除去の究極的ヒートシンクとして利用しているこので猶予時間が非常に長い。
須崎 武則; 三好 慶典; 広瀬 秀幸
Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.383 - 387, 1987/00
一般に、均質溶液燃料体系の温度、ボイド反応度係数は正になることはないとされている。これは、このような体系では、その寸法が比較的小さい場合、密度係数すなわち均質ボイド反応度係数が大きな負の値をとることに基づいている。硝酸Pu水溶液燃料体系において、燃料濃度が約10gPu/lと薄く、体系の大きさが約1000lと大きくなる場合、若干正の温度反応度係数が計算された。また、硝酸Pu水溶液燃料にGdのような非1/v吸収体が混入されると、相当大きな正の温度係数が計算された。 これらの反応度係数は、臨界超過後の過渡現象を支配するものであり、臨界事故規模の評価においてきわめて重要な量である。報告では、これらの反応度係数に関する4因子公式の温度特性、密度特性から導びかれる結果を示しつつ、上記評価結果の妥当性を論ずる。
not registered
PNC TJ265 82-01, 73 Pages, 1982/03
高速臨界集合体における中性子ストリーミング効果が顕著に表われるプレート及びピン形状でのナトリウムボイド反応度、燃料スランピングの反応度等の積分量を解析し計算方法についての検討を行った。プレート及びピン形状におけるナトリウムボイド反応度の違いは、臨界集合体で得られたバイアス因子を実機ピン形状の体系に外挿する上で重要であり、FCAIV-2集合体で測定されている。本報告ではプレート及びピンドロワーの格子計算に用いられる格子モデルの違いによるボイド反応度の計算値の違いについて検討し計算方法の問題点を明らかにする。燃料スランピング反応度はFCAVIII-2集合体で測定されており、その解析も行われているが、計算結果が機関により大幅に異なるケースが生じている。そこで解析を中性子ストリーミング効果を取り入れて実施し、以前の結果と比較検討する。
not registered
PNC TJ250 82-13, 44 Pages, 1982/03
この研究の主目的は、非均質炉心LMFBRの核特性に関する輸送効果を明確にすることである。径方向非均質炉心と通常の均質炉心の概念に基づく2種の1000MWeLMFBRの核特性について、2次元拡散コードPHENIX、2次元輸送コードTWOTRAN及びJAERI-FastVersion2・25群断面積セットを用いて検討した。この研究で検討を加えた核特性は、特に非均質炉心LMFBRに対して重要であると考えられる燃焼による燃料核種変化を含む増殖性、Naボイド反応度、出力分布である。この研究の過程において、輸送コードTWOTRANと拡散-燃焼計算コードPHENIXの燃焼ルーチンを結合することによって、輸送理論に基づく燃焼計算コードを作成した。主な結果は以下のとおりである。燃焼に伴う燃料核種の変化は、均質炉心LMFBR、非均質炉心LMFBR共に、拡散近似に基づく燃焼コードを用いることによって、充分な精度で推定することが可能である。均質炉心LMFBRにおける実効増倍率の輸送効果は、初装荷状態(BOL)において0.6%デルタK/KK´である。非均質炉心LMFBRにおけるこの輸送効果は、BOLにおいて0.95%デルタK/KK´であり、均質炉心の場合と比較してはるかに大きい。Naボイド反応度の輸送理論効果はBOLにおいて、均質炉心7%、非均質炉心21%である。均質炉心LMFBRの出力分布は、拡散コードを用いることで、充分正確に推定できるように思われる。しかし、非均質炉心LMFBRの、特にBOLでの出力分布を推定するためには輸送理論による計算が不可欠である。
渡邉 友章; 鹿島 陽夫; 山根 祐一
no journal, ,
溶液燃料の沸騰を伴う臨界事故時の核分裂数評価手法の整備のため、希薄プルトニウム溶液体系の反応度温度係数・反応度ボイド係数の温度依存性を解析により調査した。その結果、沸騰時出力の評価精度について、温度依存性の考慮により10%程度の向上が期待できることが分かった。
