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報告書

JRR-3制御棒駆動装置100%位置検出器の更新

大内 諭; 車田 修; 上石 瑛伍; 佐藤 正幸; 池亀 吉則; 和田 茂

JAEA-Technology 2016-015, 42 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-015.pdf:3.53MB

JRR-3制御棒駆動装置100%位置検出器は、原子炉の停止状態を確認するための方法のひとつとして制御棒が完全に挿入されたことを確認するための位置検出器である。100%位置検出器は、定期的な保守等により機能維持し、使用しているが、使用開始から25年以上が経過しているため、経年化が進み、検出機能が低下する事象が多くみられた。また、JRR-3で使用していた検出器は既に製造が終了しており、同機後継機種においても、JRR-3の制御棒駆動装置に適合しないことが確認されたことから、JRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器を選定することが必要であった。そのため、JRR-3の制御棒駆動装置の着座部を模擬した試験治具を製作し、それを用いてJRR-3の制御棒駆動装置に適合する100%位置検出器を詮索、選定し、試験を行った。試験時においては、想定外の事象発生にみまわれたが、改善策を考案し、対策を施すことでJRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器として更新することができた。本報告は、制御棒駆動装置100%位置検出器の選定から更新にかかる交換作業などについてまとめたものである。

報告書

JRR-3制御棒駆動装置コイル電源制御盤の更新

車田 修; 池亀 吉則; 大内 諭; 佐藤 正幸; 上石 瑛伍; 和田 茂

JAEA-Technology 2015-056, 35 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-056.pdf:29.49MB

制御棒駆動装置コイル電源制御盤は、JRR-3の改造に合わせ設計製作され、設置から25年が経過している。本制御盤は、磁力を発生させ制御棒を保持する電磁コイルに必要な、安定した直流大電流源としてシリーズレギュレータ方式を採用してきたが、高経年化対策に合わせ本方式の特徴である高発熱を解消するために、スイッチングレギュレータ方式を採用して行った更新を報告する。

論文

制御棒駆動装置コイル電源制御盤の更新

車田 修; 大内 諭; 佐藤 正幸; 上石 瑛伍; 池亀 吉則

UTNL-R-0489, p.8_1 - 8_8, 2015/03

JRR-3の制御棒駆動装置コイル電源制御盤は、制御棒を案内管を介して電磁力で保持するため、直流電源として大電流を供給し、制御するものである。この電源は設置以来25年が経過し、部品供給が困難となったため更新することとした。更新においてはこれまで用いてきたシリーズ方式の電流制御からスイッチング方式に変更することにより、高効率化し発熱の少ない電源とすることができた。今回は、この更新にあたり実施した、設計、試作、実機製作及び更新作業について報告する。

論文

Research and development on Water-Cooled Solid Breeder Test Blanket Module in JAEA

榎枝 幹男; 谷川 尚; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

Japan is performing R&Ds on Test Blanket Module (TBM) based on the Water-Cooled Solid Breeder (WCSB) concept, aiming at prototypical module test of DEMO blanket using ITER. This paper presents major achievements, such as, the design of the TBM including interfacing structure, development of Hot Isostatic Pressing (HIP) joining technology for the first wall with built in cooling channel, successful fabrication of near full-scale TBM first wall mock-up, evaluation of the thermo-mechanical performance of a solid breeder pebble bed and the safety assessment, including Failure Modes and Effect Analysis (FMEA) and Postulated Initiating Event (PIE) selection and preliminary safety analysis.

論文

JRR-3における保守点検の実績評価

小林 哲也; 市村 俊幸; 佐藤 正幸

日本保全学会第5回学術講演会要旨集, p.340 - 343, 2008/07

平成16年2月2日に試験研究の用に供する原子炉等の設置,運転等に関する規則が改正され、日本原子力研究開発機構は、保全活動における定期的な評価を平成16年度に実施した。その中で、研究炉JRR-3においては30年を超えない期間までに実施する評価として、「保守点検の実績評価」を実施した。保守点検の実績評価は、設備機器の機能維持のために行ってきた保守,点検,交換等の保全活動の実績調査を行うとともに、経年変化の事象について調査し、これまでの保全活動内容が適切であったかどうか評価検討した。なお、経年変化事象の進展の可能性については、「ポイント制」を用いて評価した。評価検討の結果、JRR-3においては経年変化を考慮した適切な保守を実施していることを確認し、これまでの保全活動内容は妥当であると判断した。

論文

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept,1; Thermal-hydraulic characteristics of annular swirl tube

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.521 - 529, 2004/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.37(Nuclear Science & Technology)

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値($$rm28MW/m^2$$)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折り返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

論文

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept, 2; Development of brazing technique for CFC/CuCrZr joint and heating test of large-scale mock-up

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.530 - 540, 2004/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.37(Nuclear Science & Technology)

同軸冷却管を用いたITER用ダイバータ高熱流束機器の製作性実証及び繰り返し加熱時の耐久性実証を目的とした、大型ダイバータ試験体の製作及びイオンビームによる加熱実験の結果について報告する。同軸冷却管は銅合金(CuCrZr)製外管と外表面にねじりフィンを取り付けたステンレス製内管の2本の同心円管から構成される。試験体は炭素系複合材料(CFC)製アーマを冷却管にロウ付けした、垂直ターゲットと呼ばれるものである。冷却管材料であるCuCrZrは析出硬化型合金であるため、ロウ付け時の熱処理によりその強度が大きく異なる。そのため、CuCrZrの強度回復を兼ねたCFC材料とのロウ付け熱処理工程及びロウ材の選定試験を行い、大型試験体を製作した。また、本試験体で採用したアーマ部とバックプレート部摺動機構による冷却管に生じる熱応力の緩和効果を熱・機械解析を用いて検討した結果、摺動機構無の場合と比較して、冷却管に生じる応力振幅・ひずみ振幅は、ともに70%程度に低減していることを示した。本試験体がITERダイバータ熱負荷条件に相当する20MW/m$$^{2}$$,1000サイクル以上、15MW/m$$^{2}$$,3000サイクル以上に耐えることを示す加熱試験結果を報告する。この成果はダイバータ製作の技術的可能性を示すものである。

報告書

Quantitative experiments on thermal hydraulic characteristics of an annular tube with twisted Fins

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-084, 49 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-084.pdf:1.94MB

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値(28MW/m$$^{2}$$)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

論文

Sputtering of carbon-tungsten mixed materials by low energy deuterium

谷口 正樹; 佐藤 和義; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.360 - 363, 2003/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.63

次期核融合実験装置においては、ダイバータ用アーマ材として炭素,タングステン等複数の材料を併用することが考えられている。この場合、アーマ表面には損耗したこれらの構成元素が再付着することにより材料混合膜が形成されると考えられている。しかしながら混合膜に対する低エネルギー水素の照射効果についてはほとんど研究例がなく、ダイバータ開発に必要なデータは不足しているのが現状である。そこで炭素,タングステン電極間で重水素雰囲気下でアーク放電を生じさせ、昇華,蒸発する炭素,タングステンをモリブデン基盤上へ堆積させることにより模擬炭素-タングステン混合膜を作成し、その低エネルギー水素による損耗特性を調べた。その結果、炭素膜中にタングステンが混入することにより、損耗が大きく減少することがわかった。これは、タングステン-炭素結合の形成により水素による化学スパッタリングが抑制されたためであると考えられる。

論文

Non-destructive testing of CFC monoblock divertor mock-ups

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.144 - 148, 2002/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:31.71

非破壊検査(NDE)手法の確立は核融合装置のプラズマ対向機器(PFC)開発において重要な課題の一つである。特に、CFCタイルが銅冷却管にロウ付けされているダイバータの接合部のNDEは接合法の品質と信頼性を確保するうえで、その手法を早急に確立する必要がある。検査コストの観点から、赤外熱画像と超音波探針によるNDEが有望である。本研究では、これらの手法をCFCタイルと銅冷却管の接合体に適用し接合欠陥の検査能力及び検出された接合欠陥が熱サイクル中の進展の有無を調べた。接合体には、数種類の大きさの模擬接合欠陥が導入されている。超音波探針法では、冷却管に挿入したプローブで内側から接合面を検査した。また、赤外熱画像法では、温水と冷水を交互に接合体に供給し、CFC表面温度の過渡変化の時定数と数値解析結果と比較することで、接合欠陥の大きさを評価した。NDE後の接合体を用いて、ITER定常熱負荷条件下($$10{rm MW/m}^2$$・30秒)において、1000回以上の熱サイクル試験を行った。熱サイクル試験中のCFC表面温度はほぼ一定を示しており、熱サイクルによる初期欠陥の進展は観察されなかった。また、加熱中のCFC表面温度の最大値は、NDEで評価した欠陥の大きさを仮定した数値解析結果とほぼ一致しており、NDE結果の妥当性を示すことができた。

論文

Fusion plasma performance and confinement studies on JT-60 and JT-60U

鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09

 被引用回数:27 パーセンタイル:51.52(Nuclear Science & Technology)

JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。

報告書

ITER用炉内機器の製作技術開発と成果

黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.

JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-044.pdf:2.68MB

ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。

論文

Development of divertor high heat flux components for ITER in JAERI

鈴木 哲; 佐藤 和義; 江里 幸一郎*; 横山 堅二; 大楽 正幸; 中村 和幸; 秋場 真人

Phys. Scr., T81, p.89 - 93, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.76(Physics, Multidisciplinary)

本稿では原研におけるITER用高熱流束機器の開発の現状について報告する。特に、炭素系材料をアーマ材とした実規模ダイバータ模擬試験体の製作、及び高熱負荷実験について述べる。実規模ダイバータ模擬試験体は1次元もしくは3次元CFC材料のアーマ材を銅製ヒートシンクに冶金的に接合した構造をもっている。本試験体に対して、ITERダイバータの設計熱負荷である5~20MW/m$$^{2}$$の熱負荷をイオンビームによって繰り返し与え、接合部及び冷却管の熱疲労挙動を観察する高熱負荷実験を実施した。その結果、1次元CFC材を採用した試験体は一部にアーマ材の剥離が生じたものの、1000サイクルの繰り返しに対して健全性を維持した。一方、3次元CFC材を採用したものでは実験初期に多くのアーマ材が剥離し、接合技術のさらなる改良が必要であることが明らかになった。

報告書

アコースティック・エミッション法を用いた高温工学試験研究炉の1次冷却材漏えい及び熱交換器伝熱管の流体振動の監視装置の開発

橘 幸男; 國富 一彦; 古澤 孝之; 篠崎 正幸; 佐藤 善之*; 柳橋 実*

JAERI-Tech 98-045, 36 Pages, 1998/10

JAERI-Tech-98-045.pdf:1.36MB

アコースティック・エミッション法を用いた高温工学試験研究炉(HTTR)1次冷却設備二重管の1次冷却材(ヘリウム)漏えい及び熱交換器(中間熱交換器、1次加圧水冷却器、補助冷却器)の伝熱管の流体振動監視装置について検討し、HTTRに適用した。実機への適用に先立ち、1次冷却設備二重管の外管の1/4スケールの試験体を用いた炉外漏えい試験を実施し、検出可能な漏えい量、各種パラメータ(気体、圧力、漏えい箇所の形状、漏えい箇所からの距離)の影響について検討した。その結果、約5Ncc/secの漏えいを検知できることが明らかになった。HTTRの運転開始後に、ノイズ対策を実施する必要があると考えられるが、漏えい検知に有効な方法となる見通しを得た。

報告書

HIP接合により製作されたITER用第一壁パネル部分モデルの高熱負荷試験

秦野 歳久; 佐藤 和義; 深谷 清; 佐藤 聡; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸

JAERI-Research 97-017, 67 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-017.pdf:6.75MB

高温静水圧(HIP)法によりブランケット第一壁パネルを試作して、原研の粒子工学試験装置(PBEF)を用いて高熱負荷試験を実施した。高熱負荷試験は、ITER通常運転時に銅合金とステンレス鋼の間に発生する温度及び歪みを模擬した熱サイクル試験とプラズマ崩壊時の高熱負荷を模擬した熱衝撃試験からなる。熱サイクル試験では試験中に測定された温度応答より除熱性能の劣化は確認されず、熱衝撃試験では熱負荷表面から小さな飛散物が多数確認された。試験後の試験体断面観察よりHIP接合面に剥離やき裂は確認されなかった。

報告書

定常炉心試験装置の設計研究,第6編; NBI装置

栗山 正明; 牛草 健吉; 伊藤 孝雄; 山本 正弘; 山崎 武*; 佐藤 藤雄*; 北井 達也*; 森 活春*; 菊池 満; 永見 正幸

JAERI-Research 97-005, 134 Pages, 1997/02

JAERI-Research-97-005.pdf:3.8MB

定常炉心試験装置で計画されているNBI装置についての設計検討を実施した。ここで計画されているNBI装置には、現JT-60で使用されている100keV正イオンNBI装置の一部及び500keV NBI装置を改造して、それぞれ計測用ビーム及び初期プラズマ加熱用として再使用するもの、さらに新たに製作して主加熱用として使用する750keV負イオンNBI装置がある。これらの3つのタイプのNBI装置について、定常炉心試験装置での技術的適用及び改造あるいは製作における問題点の摘出に力点をおいて検討した。その結果、これらのNBI装置はいずれも技術的に成立することが可能であることが明らかとなた。本報告書では、これらの概念検討結果を示すものである。

論文

High heat flux experiments on divertor mock-ups with a thermal bond layer for fusion experimental reactors

鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人

Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.788 - 792, 1996/12

ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマディスラプション等によって表面材料が損耗し、交換が必要となる。本報では、遠隔保守によるこの交換作業を容易にするために、熱接合層と呼ばれる低融点接合材料を用いたダイバータ模擬試験体の加熱実験について報告する。今回開発した試験体は、従来の銀ロウ(融点:約800$$^{circ}$$C)に代えて、鉛(融点:約330$$^{circ}$$C)を接合材料とすることで融点が低く、柔軟な接合層を形成している。実験では、ITERの定常条件・非定常条件を模擬し、熱負荷5MW/m$$^{2}$$、15MW/m$$^{2}$$の2つの条件の下で加熱を実施し、除熱状態の変化を観察した。その結果、これらの熱負荷に対して試験体は安定した除熱性能を維持することを確認し、熱接合層を有するダイバータ構造が、遠隔保守を必要とする次期装置のダイバータ板として非常に有望な構造であることが明らかになった。

論文

Thermal cycling experiments on a 1 meter long divertor mock-up with a rigid support structure

鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人

Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.793 - 797, 1996/12

ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマからの高熱負荷によって変形を生じる。隣り合うダイバータ板との段差が生じることを避けるために、ダイバータ板支持構造の開発が急務となっている。本報では、冷却基板自体を剛な支持構造とするダイバータ模擬試験体を開発し、その熱疲労特性を評価するために実施した熱サイクル実験について報告する。実験は熱負荷25MW/m$$^{2}$$、加熱時間15秒の条件下にて実施した。その結果、約1250サイクルを負荷した時点で、加熱側冷却管(純銅製)に貫通き裂が発生した。実験後のSEM観察の結果、き裂はくり返し熱応力による疲労き裂であることが確認された。さらに、実験を模擬した3次元弾塑性熱応力解析の結果、冷却管には局部的に極めて高い歪みが発生することが判明したため、より疲労強度の高い冷却管構造材料の開発が必要であることが明らかとなった。

論文

Erosion of newly developed CFCs and Be under disruption heat loads

中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; J.Linke*; R.Duwe*; H.Bolt*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.730 - 735, 1996/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.44

国際熱核融合実験炉(ITER)のような大型トカマク装置では、ダイバータ板の寿命を予測するためにはディスラプションによる表面材料の損耗を評価することが不可欠である。そこで、電子ビームを用いてプラズマ対向材料の損耗量を評価した。試験に供した試料は、低原子番号材料であるベリリウム及び高熱伝導の炭素せんい強化複合材(CFC材)である。特にCFC材は、スパッタリング特性を改善する目的でB$$_{4}$$Cを含浸させた材料及び高引っ張強度を有する三次元CFC材を新たに開発し、試験を行った。電子ビームの熱負荷条件は、ディスラプション時に予測される2000MW/m$$^{2}$$、2msである。試験の結果、B$$_{4}$$Cの含有量が5%までは損耗量が増加しないことが明らかとなった。

報告書

核設計基本データベースの整備(V) -JUPITER実験解析の整合性評価-

石川 眞*; 杉野 和輝*; 斎藤 正幸*; 佐藤 若英*; 衣鳩 憲一*; 三田 敏男*

PNC-TN9410 95-214, 199 Pages, 1995/08

PNC-TN9410-95-214.pdf:9.27MB

現在、大洗工学センター基盤技術開発部では、これまでに蓄積された量豊な炉物理研究の成果を集大成し、大型FBR炉心に有効に活用できるようにするための作業が進められている。本報告書は、この核設計基本データベース整備作業の一環として、JUPITER臨界実験解析の中で、特に臨界性に着目して、その炉物理的整合性を評価したものである。ここでは、単にJUPITERのC/E値が1.0に近いかどうかだけで妥当性を判断するのではなく、感度解析手法を全面的に使用して、実験解析結果が相互に矛盾がないかを定量的に検討し、また、核データライプラリの違いによる影響評価、JUPITERと異なる炉心であるFCAや「常陽」に対する解析や、JUPITER標準解析手法と全く異なるモンテ力ルロ解析手法との比較も行って、多様な観点から信頼性を高めることを基本方針とした。(1)JENDL-2ベースの70群基本炉定数セットJFS-3J2(89年版)と、3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法を用いたJUPITER実験の臨界性のC/E値は、0.993$$sim$$0.999の範囲であり、全般的にやや過小評価である。また、均質・非均質の炉心型式に対する明らかなC/E値依存性が見られるが、感度解析の結果から判断してこの原因は主に、内部プランケットの存在とJFS-3・J2の核断面積誤差のためと考えられる。(2)炉心サイズの大小、CRP(Naチャンネル)の有無、制御棒の挿入・引抜、内部プランケットの有無など、炉心仕様の違いが臨界性に与える相対的変化については、最新の3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法は、充分な予測精度をもつ。(3)JUPITER実験の臨界性の絶対値に対する解析誤差の評価値約$$pm$$0.3%$$Delta$$kは、ZPPR-9炉心に対するモンテカルロ解析と最新解析手法による値がよく一致したことなどから、ほぼ妥当であると考えられる。(4)最新のJENDL-3.2ペース炉定数による解析値と、これまで標準として用いてきたJENDL-2ベース炉定数の結果はほぼ一致したが、核種毎の内訳分析により、非常に多くの核種反応の正負の寄与が、偶然に相殺した結果であることが判明した。従って、炉定数調整法などによる臨界実験データの反映がなければ、大型炉核設計の臨界性予測には相当の誤差が含まれる可能性がある。(5)FCA及び「常陽」の小型4炉心の臨界性解析結果とJU

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