Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広; 丸山 学*; 竹田 敏一*
JNC TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB
多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。
/activation and 3-D Monte Carlo analyses佐藤 聡; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Valenza, D.*; Santoro, R. T.*
Fusion Engineering and Design, 47(4), p.425 - 435, 2000/01
被引用回数：9 パーセンタイル：54.09(Nuclear Science & Technology)2次元及び3次元解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行い、運転停止10
秒後の生体線量率を評価した。運転中の2次元S解析、2次元放射化解析及び運転停止後の
線に対する2次元S解析を行い、高速中性子束及び生体線量率分布を求めた。それらの値から、高速中性子束から生体線量率への変換係数を評価した。その結果、クライオスタット近傍では、1.5~4
10
Sv/hour/(cm
sec.
)であることがわかった。トーラスの1/4を忠実にモデル化した。3次元モンテカルロ解析により、クライオスタット近傍の高速中性子束を求めた。分散低減技法の工夫により、統計誤差の小さい解が得られた。その結果、クライオスタット近傍の生体線量率は、20~100Sv/hourとなり、ITER/EDAの設計目標である100Sv/hourを満足することがわかった。
山田 忠則; 相沢 雅夫; 白数 訓子
JAERI-Tech 97-072, 32 Pages, 1998/01
JRR-3Mのベリリウム反射体領域の垂直照射孔において、岩石型プルトニウム燃料試料の照射試験を原子炉運転4サイクル(平成7年1月23日~10月13日)に亘って行った。岩石型プルトニウム燃料試料は、トリア系化合物及びジルコニア系化合物をそれぞれディスク状に加圧成形し燃料ピンに収めてある。それぞれの燃料ピンは、キャプセル内に3段に分けて配置した。各段の目標試料温度を600
C(上段)、800C(下段)、1000C(中段)となるように設計した。実際の照射試験では、原子炉出力20MWにおいて中段部の試料温度を1000Cに制御した。本報告書は、照射キャプセルの設計・製作及び照射試験の結果得られた試料の照射温度、中性子束に関する測定データをまとめたものである。
S.Zimin*
Fusion Technology, 24, p.168 - 179, 1993/09
ITER/OTRの超電導コイルにおける高速中性子フルエンス、電気絶縁材吸収線量、銅安定化材原子はじき出し損傷に対する核断面積の感度解析を実施した。Fe,Pb,H,Oに対する全感度をOTRとNETの感度解析結果と比較した。高速中性子束と吸収線量のPbに対する感度に関してはITER/OTRはOTRの場合と比べて各々3.5倍、1.2倍となった。Fe,H,Oに関してはその差は30%以下となった。遮蔽の観点から重要なエネルギー領域と断面積の種類が明らかになった。重要なエネルギー領域の断面積の誤差は10%以下にすべきことが指摘され、これによって内側遮蔽背後のコイルの遮蔽特性値の計算誤差を15-30%以下にすることができる。
大友 昭敏; 笹島 文雄; 石田 卓也*; 前島 猛*; 関根 勝則*; 重本 雅光; 高橋 秀武
JAERI-M 93-154, 46 Pages, 1993/08
JRR-3改造炉(以下、JRR-3M)は、平成2年10月に改造工事を終了し、平成3年度の第3サイクル終了時に平衡炉心に到達した。JRR-3Mの垂直照射孔のうち重水反射体領域に照射孔のある水力照射設備(HR-1,HR-2)、気送照射設備(PN-1,PN-2)及び放射化分析用照射設備(PN-3)において、炉心がほぼ平衡に達した平成3年6月から8月にかけて、原子炉出力20MWで照射位置での熱中性子束、高速中性子束及びカドミ比の測定を実施した。本報告書は、これらの測定結果について述べたものである。併せて、最近の炉心で得られた結果についても記述した。
飯田 浩正; 野村 正之; 安藤 弘栄; 小山田 六郎; 寺田 博海; 神原 忠則; 瑞穂 満
JAERI-M 6205, 59 Pages, 1975/08
JMTRでは、高速中性子(
1MeV)の照射を目的とするキャプセルに、鉄ワイヤをフルエンスモニタとして封入し、照射試料位置での高速中性子束を評価している。1MeV以上の高速中性子束について、計算値とプルエンスモニタからの評価値とを比較した。計算は2次元拡散コードEXTERMINATOR-2を使用した。フルエンスモニタから評価する場合には、SnコードANISNで計算した高速中性子スペクトルと、
Fe(n、p)Mn反応の微分断面積とを用いた。比較の結果両者はかなり良く一致することが分った。炉心全域でフルエンスモニタからの評価値は計算値に較ペ若干小さく、その比は次の様になった。すなわち燃料領域0.86反射体一層目0.96、反射体二層目0.95、反射体三層目0.74である。
原田 正英; 勅使河原 誠; 大井 元貴; 及川 健一; 高田 弘; 池田 裕二郎
no journal, ,
J-PARCの物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源では、線源から中性子実験装置に、冷熱中性子の他に、熱外中性子やMeV領域の高速中性子も飛来する。ここで、MeV領域の高速中性子は、高速中性子照射実験に活用される一方、中性子実験装置の遮へい設計に大きな影響を与える。これまでの中性子実験装置の遮へい設計では、計算により高速中性子束を評価し、その評価値を線源データとして用いた。この高速中性子束のデータの信頼性の検証を目的として、中性子実験装置NOBORU(BL10)にて、Au, Al, Bi, In, Nb, Tmの箔によるしきい反応を利用した箔放射化法を用い、中性子源から13.4m及び14m位置のビーム軸上に設置し、高速中性子束を測定した。実験の結果、計算値/実験値の比は0.7から1.7となることがわかった。
大釜 和也; 竹越 淳*; 浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉安全設計手法の精度向上のため、米国高速中性子束試験炉FFTF LOFWOS試験解析に関するIAEA研究協力プロジェクト(CRP)のベンチマークに参加している。本報では、プラント動特性解析の入力となる反応度係数および同炉に固有かつ重要なガス膨張機構(GEM)による負のフィードバック反応度の評価について報告する。
浜瀬 枝里菜; 大釜 和也; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの予測精度向上のため、スクラム不作動事象に対して、反応度フィードバックを考慮可能な一点炉動特性モデルを含むプラント全体の解析モデルの妥当性確認が必要である。そこで、流量喪失型事象に着目し、米国高速中性子束試験炉FFTF受動的安全性試験を対象としたIAEAベンチマーク解析に参加した。第1フェーズのブラインド解析において、ガス膨張機構や炉心湾曲等の反応度を考慮した解析を行い、実測値の過渡挙動を概ね再現できることを確認するとともに、今後の課題として、ギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することや、原子炉容器上部プレナム内の複数領域分割または多次元モデル化及び径方向熱移行量をより精度よく評価可能な炉心モデルへ変更することを抽出した。
