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庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・
値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
桜井 健; 根本 龍男*; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*
Journal of the Physical Society of Japan, 36(8), p.661 - 670, 1999/08
日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置FCAにおいて、高速増殖炉の増殖性能指標として重要な
U捕獲反応/
Pu核分裂率比(C8/F9)とU捕獲反応/
U核分裂率比(C8/F5)の測定と解析を行った。測定は2つの金属燃料高速炉模擬体系と1つのMOX燃料高速炉模擬体系において、核分裂箔を用いた箔放射化法により行った。解析はJENDL3.2核データライブラリーを用いて行った。計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては0.99~1.02であり、C8/F5に関しては1.0~1.03であった。さらに、京都大学研究炉の重水設備の標準熱中性子場において、C8とF5反応率を測定した。箔放射化法自体の実験精度の確認を目的として、測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。その結果、C8及びF5反応率の測定値は、いずれも基準値と1.5%以内でよく一致した。
U捕獲反応/Pu核分裂率比とU捕獲反応/U核分裂率比の測定と解析桜井 健; 根本 龍男
JAERI-Research 95-054, 36 Pages, 1995/08
JAERI-Research-95-054.pdf:1.41MB
原研FCAに構築した1つのMOX燃料高速炉模擬体系と2つの金属燃料高速炉模擬体系において、増殖性能指標として重要なU捕獲反応/Pu核分裂率比(C8/F9)とU捕獲反応/U核分裂率比(C8/F5)の測定を箔放射化法により行い、セル平均の反応率比を実験誤差2~3%(1
)で求めた。解析はJENDL3.2核データライブラリーに基づくJFS3-J3.2群定数セットを用いて行った。さらに、用いた箔放射化自体の実験精度の確認を目的として、京都大学研究炉重水設備の標準熱中性子場においてC8とF5反応率を実験誤差1~1.5%で測定した。測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。FCAの3つの模擬炉心いずれにおいても、計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては1.01~0.99であり、C8/F5に関しては1.02~1.01であった。標準熱中性子場におけるC8及びF5反応率の測定値は、それぞれ基準値と実験誤差内で一致した。
吉田 浩; 成瀬 雄二; 山岡 光明*; 小原 敦*; 小野 清*; 小林 重忠*
JAERI-M 92-088, 105 Pages, 1992/06
トリチウム増殖ブランケットとしてLiNO
,LiOH等のリチウム塩水溶液を増殖材及び冷却材とする水溶液ブランケットは、ブランケット構造の単純化及びトリチウム回収の容易さが期待されることから、米国のTIBER計画及びITERで幅広く検討された。一方、トリチウム技術に関するTSTA日米共同運転・試験計画においても、TSTAを利用したブランケットトリチウム回収試験の可能性検討が行われ、水溶液ブランケットの評価を行った。本ブランケット概念は日本では余り研究がなされていないことから、筆者らは以下の検討を行い、その特徴を把握するとともに技術課題を考察した。(1)代表的水溶液ブランケット体系のトリチウム増殖性能と遮蔽性能の評価、(2)各種リチウム塩の特性評価、(3)ITERブランケットの放射線分解量推定。
大杉 俊隆; 吉田 弘幸
JAERI-M 83-188, 61 Pages, 1983/11
本論文では、(1)不銹鋼(AISI316)の代りに代替構造材核種(V、Ni、Ti、Mo、Nb、Cu、Mn)を燃料ピン被覆管、燃料集合体ラッパ管に使用した場合の大型高速炉の臨界性、燃焼特性、増殖性、Naボイド反応度効果に与える影響を検討し、(2)大型高速炉の部分的模擬体系FCA XI-1集合体における代替構造材核種の核特性測定の可能性をNaボイド反応度効果を中心として検討した。上記の核種の中では、V、Ti、Niは臨界性、増殖性、Naボイド反応度効果の観点から不銹鋼と匹敵するかあるいはよりすぐれた構造材であることを示した。同時に、これらの特性は解析に使用した核データの精度に依存するので、構造材の炉物理特性を明確にする積分実験は、上述のすぐれた特性を検証し、かつ、核断面積データを評価するための有用な積分実験となりうることを指摘した。
吉井 文男; 嘉悦 勲
Appl.Biochem.Biotechnol., 8, p.505 - 513, 1983/00
被引用回数：5 パーセンタイル：21.94(Biochemistry & Molecular Biology)放射線同時グラフト法によりポリフッ化ビニル(PVF)に種々のモノマーをグラフト重合し、ポリマー表面のぬれ特性と凹凸構造による肝とC
細胞の粘着性と増殖性について調べた。HEMAやメタクル酸のような親水性モノマーを5~10%グラフトしぬれ特性が増加した表面においては、細胞の植えつけ直後の初期粘着がグラフトしていないポリマーより1.3~1.5位も増加した。その結果増殖性も著しく増加した。高グラフトした場合は、吸水性が増すために細胞と基材との粘着性および増殖が抑制された。また、アセトンを溶媒として、MMAのグラフト重合によって表面に3~5
m程度のブロック体を層状に並べたフィルム上でも未グラフト表面よりも細胞の粘着性と増殖性が著しく増加した。さらに、同じ表面構造をPEのフィルムにも形成して調べた結果、細胞の粘着性と増殖性がPVF-MMAの系と同様に未グラフトにくらべて約1.5倍も増加した。
飯島 進; 吉田 弘幸; 堀田 雅一*
JAERI-M 82-182, 111 Pages, 1982/12
GCFR-VHTR共存エネルギー・システムに適する1000MWeGCFRの平衡サイクルにおける核特性をまとめたものである。特に増殖性能と各種反応度効果について検討評価した。計算は群定数としてJAER-FAST VersionII 25群セットを使用し、2次元拡散および燃料計算により行った。増殖性能として平衡サイクルにおける燃料利得、増殖比および共存システムの倍増時間を計算し、反応度効果として、ドップラー、材料膨張、冷却材ヘリウム喪失と密度減少、および水蒸気侵入効果を計算した。反応度効果の結果に基づき制御系に持たせるべき反応度を設定すると共に動特性解析に必要な反応度フィー係数を算出した。
吉田 弘幸; 飯島 進; 太田 文夫*; 田中 良佶*; 小林 武司*; 川辺 俊明*
JAERI-M 9544, 174 Pages, 1981/07
U-Th混合サイクルのGCFRとThサイクルに基くVHTRからなる共存システムは、燃料自給性、電力およびプロセスヒート生産の観点から、将来の有望な核エネルギー供給システムである。本論文は、我国の緩かな核エネルギー需要成長予測に基き、100年間に亘る戦略的解析を実施することによって、保守的な増殖特性を有するGCFRでも、2基以上のVHTRと共存系を構成し、半永久的に燃料時給、電力およびプロセスヒート需要を充足することができることを示した。加えて、共存システムのVHTR/GCFR比をより高くとり、共存系の意義を高めることを目的とし、増殖性向上の観点からGCFR炉心設計を実施した。初期核分裂性Puインベントリーは約4600kg、増殖率はに核分裂性Puに関して、160kg/GWe・y、U-233に関して、270kg/GWe・yである。このGCFRの増殖比は実効的に1.60以上である。
吉田 弘幸
JAERI-M 6728, 52 Pages, 1976/10
ガス冷却高速炉の核的炉心性能を、増殖性能を中心として、ピン型燃料と被覆粒子燃料を用いた2つの1000MWeガス冷却高速炉概念について評価した。また、ガス冷却高速炉の核的性能を、かつて原研において設計した高増殖比をもつナトリウム冷却高速炉の性能と比較した。この評価は、2次元拡散近似もとずく燃焼解析コードAPOLLOとJAERI-FAST 25群断面積セットを用いて行なった。ピン型燃料を用いたガス冷却高速炉は、増殖比が高く、燃料の炉内滞在時間を長くとれることで、短倍増時間を達成する可能性がある。一方、被覆粒子燃料を用いたガス冷却高速炉は、炉心転換比がかなり低くなることが原因となり、ピン型ガス冷却高速炉やナトリウム冷却高速炉と比較して、その増殖性能は低くなる。
田崎 雄大; 山路 哲史*; 天谷 政樹
no journal, ,
軽水冷却による増殖炉の設計では、稠密燃料集合体を用いて炉内に占める軽水の領域を小さくすることで、中性子の減速を抑える。加えて、中性子を効率よく劣化ウランに照射するために、MOX燃料とblanket燃料を用いた非均質炉心を構成する。更なる増殖性能の向上のために超臨界圧軽水冷却炉で行われた研究では、水密度が特に小さい上部blanket燃料層に独立した燃料シャッフリングを設ける「多段燃料シャッフリング」と呼ばれる炉心概念を導入し、増殖性能の向上を達成した。BWRにおいてもボイドの発達により炉心上部で最も水密度は下がるため、同様の効果が得られると考えられる。一方、このような炉心の燃料棒は、燃料スタック中に2種類のペレットを含むため、MOX燃料部分の出力ピーキングが大きくなる特徴を持つ。そのため、MOX燃料部分の燃料中心温度の低減や、MOX・blanket燃料のPCMI特性の違いからくる燃料境界部の剪断応力の低減が課題になると考えられる。また、MOX燃料部分ではPCMIにより被覆管外形が増大するが、稠密燃料集合体を用いた本炉心においては、流路面積の減少に伴い、炉心の熱水力特性に影響を与える可能性がある。本研究では、多段燃料シャッフリングを用いたBWRを創出し、三次元核熱結合炉心燃焼計算によって増殖性能の向上を示した。また、炉心計算結果から作成した照射履歴とこれを用いた燃料ふるまい解析で、以上の課題を緩和する燃料設計を示した。被覆管外形変化が炉心の熱水力特性に与える影響については、最小限界熱流束比に与える影響はほぼなかったものの、圧力損失については感度があり、炉心の流量配分に設計上の課題があることが示唆された。
