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報告書

Pu利用技術に関する調査(6)-PWRの炉心特性データの整備-

横堀 仁*

JNC-TJ9420 2002-008, 50 Pages, 2003/02

JNC-TJ9420-2002-008.pdf:3.0MB

本調査は、「FBR実用化戦略調査研究」の一環として、FBR導入シナリオ構築および多面的評価に資するため、炉心特性データベースの整備の一つとして、PWRを対象とした炉特性データの調査、評価を行ったものである。 PWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度(取出 49,000MWd/t)、及び高燃焼度(取出 60,000MWd/t)条件での使用済み燃料中のFPおよびアクチニドの重量、放射能、及び発熱量を、公開コードであるORIGEN-2計算コードを用いて、解析評価した。主な条件及び解析項目は下記の通りである。 (1)計算コード:ORIGEN-2コード(公開コード) (2)燃料の濃縮度、Puf富化度 集合体平均燃焼度:49GWd/t ウラン燃料(濃縮度):4.6wt% MOX燃料(Pu富化度):5.9wt% 、 集合体平均燃焼度:60GWd/t ウラン燃料(濃縮度):5.3wt% MOX燃量(Pu富化度):7,2wt% (3)計算結果:FPおよびアクチニドの重量、放射能、発熱量の経年変化* *原子炉取り出し後年数;直後、1、2、3、4、5、6、10、50、100、1000、10000年

論文

APPLICABILITY OF THE 3D TRANSPORT CODE TORT THE SHIELDING ANALYSIS OF THE REACTOR CAVITY SHIELDING FLOOR IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

佐々木 研治; 宇佐美 晋; 横堀 仁*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2000), 0 Pages, 2000/00

もんじゅは、従来2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉心回りの中性子束評価を実施した。しかし、原子炉上部方向及び1次主冷却室への中性子のストリーミングを防止するために設置した中間床しゃへい体は種々の貫通部及び切欠部が存在し、非常に複雑な形状をしているため、しゃへい性能を精度良く評価するためには中間床しゃへい体を3次元で取り扱う必要がある。このため、3次元輸送計算コードTORTを使用して、中間床しゃへい体を3次元にモデル化して中性子束を精度良く評価できるかどうか検討した。検討の結果、中間床しゃへい体種々の貫通部及び切欠部からの中性子ストリーミングが精度良く評価できる見通しが得られた。なお、ペーパーはPDFファイルのFORMATで提出するよう要求があったので、本次葉に示すPDFファイルのFORMAT形式で作成した。

報告書

プルトニウム利用技術に関する調査検討(3)

横堀 仁*; 長田 博夫*; 鈴木 勝男*

JNC-TJ9440 99-014, 73 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-014.pdf:2.31MB

軽水炉プルサーマルの最近の動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、プルサーマルに関するMOX燃料装荷計画を調査した。MOX燃料部分装荷計画については、高浜3,4号における安全審査関連の情報を基に現状を整理した。MOX燃料全炉心装荷計画については、APWR、ABWRに関する関連委員会等での情報を基に整理した。これらの調査結果を基に、原電敦賀3,4号で計画しているAPWR及びAPWRプルサーマルに関してSRAC、ORIGEN等の公開コードを用いて炉心特性データを評価した。これら、調査検討結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な結果は下記の通りである。(1)既設プラントへの部分装荷計画及び新設プラントへの全炉心装荷計画の両者について国内外公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)APWRのウラン炉心並びに全MOX装荷炉心の2ケースについて燃料データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。

論文

Conceptual study of the lead-bismuth cooled accelerator-driven transmutation system

辻本 和文; 佐々 敏信; 滝塚 貴和; 高野 秀機; 向山 武彦; 早野 睦彦*; 神島 吉郎*; 横堀 仁*

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.137 - 143, 1998/00

鉛-ビスマス冷却加速器駆動消滅処理システムの概念検討を行った。冷却材流速及び燃料ピン直径とピンピッチの比(P/D)をパラメータとして、炉心出力800MWの条件で炉心形状、燃料ピン直径等を決定した。その後、初期炉心の実効増倍率が0.95となるように希釈マトリクス材濃度及びマイナーアクチノイドとプルトニウムの割合を求めた。計算には、高速炉用格子定数作成コードSLAROM、拡散計算コードCITATION-FBRを用い、核データはJENDL-3.2をもとに作成された高速炉用ライブラリーを使用した。初期燃料組成を求めた後、ABC-SCコードを用いて燃焼計算を行い、燃焼中の実効増倍率の変化を調べた。その結果、プルトニウムの割合を約40%とすることで、燃焼中の実効増倍率の変化を最小にし、なおかつ年間約10%のマイナーアクチノイド消滅率を達成できるシステムが得られることがわかった。

論文

Intense proton accelerator development program

水本 元治; 長谷川 和男; 横堀 仁*; 美濃 浩志*; 田中 秀樹*; 奥村 義和; 金子 義彦

LA-12205-C, p.736 - 752, 1991/11

陽子加速器を用いた放射性廃棄物消滅処理を実用化するに当って各種工学試験を行うための工学試験用加速器(ETA,1.5GeV,10mA)の開発が不可欠である。原研ではETAの本格的設計製作に先立ち、低エネルギー加速部、技術開発用加速器(BTA,10MeV,10mA)の要素技術開発を開始した。R&Dの主要なテーマは、大電流イオン源、RFQ,DTL及び高周波源である。本専門家会議では、開発計画の概要とスケジュール、検討の進んでいる各加速器要素の設計計算結果(電磁場分布、ビームダイナミックス、熱分布)イオン源要素技術開発の測定結果、高周波源の検討結果を報告する。

論文

原研技術開発用加速器(BTA)のDTL設計検討

横堀 仁*; 水本 元治; 長谷川 和男; 美濃 浩志*; 迫川 邦俊*; 金子 義彦

Proc. of the 16th LINEAR Accelerator Meeting in Japan, p.127 - 129, 1991/09

原研でオメガ計画の一環として開発を進めている技術開発用加速器(BTA)のDTL(ドリフトチューブリニアック)に関し、最適な構造概念を検討した。本DTLの基準仕様は、入射エネルギー2MeV、出口エネルギー10MeV、ピーク加速電流100mA、デューティ10%、加速周波数200MHzである。本検討では基準仕様を満たすことの他に、更に将来の大強度陽子加速器建設に備えて、DTL出口ビームの高品質化や工学施設としての信頼性向上を目指す検討を行い、当面のR&D課題を摘出した。ドリフトチューブの電磁石の発熱抑制・除熱対策ならびに高デューティー用RF入力カップラーの冷却方法の検討とハイパワーテストによる耐熱性及び放電対策の確認等が残された主要課題である。

論文

原研大強度陽子加速器の要素技術開発

水本 元治; 長谷川 和男; 横堀 仁*; 美濃 浩志*; 田中 秀樹*; 奥村 義和; 小栗 英知; 村田 裕彦*; 迫川 邦俊*; 金子 義彦

Proc. of the 16th LINEAR Accelerator Meeting in Japan, p.121 - 123, 1991/09

「OMEGA計画」の一環として、放射性廃棄物消滅処理研究のための工学試験用加速器(ETA,1.5GeV,10mA)建設が提案されている。原研では、開発の第一歩として、初段加速部における大電流化と、ビーム質向上を図るため技術開発用加速器(BTA,10MeV,10mA)の建設を計画し、加速器主要要素についてのR&Dを開始した。開発項目は、イオン源、RFQ,DTL,RF源である。イオン源の開発では、100mAのCW電流を加速するために、マルチカスプ型ECRイオン源のテストを開始した。RFQ,DTLの設計では、電磁場計算コードによる電場分布やRF発熱等の計算を実施している。RF源についても、1MW級の増幅器についての検討を行っている。

論文

原研技術開発用加速器(BTA)のRFQ検討

長谷川 和男; 水本 元治; 横堀 仁*; 美濃 浩志*; 金子 義彦

Proc. of the 16th LINEAR Accelerator Meeting in Japan, p.124 - 126, 1991/09

原研では、核破砕反応を用いた超ウラン元素消滅処理のための大電流陽子加速器として、工学試験用加速器の開発計画を進めている。この開発の第一歩として、入射器部分の試験を行う技術開発用加速器のRFQ(高周波四重極型リニアック)に関する設計検討を行った。本報告では、RFQの設計に必要な基本パラメータ(タイプ、加速周波数、エネルギーなど)の選択や、RFQ設計計算コード(CURLI,RFQUIK)による設計の過程、ビームシミュレーションコード(PARMTEQ)による透過率やエミッタンスの計算、電磁場解析コード(SUPERFISH)や汎用熱計算コードによる検討結果を示した。

報告書

遮蔽ベンチマーク問題

田中 俊一; 笹本 宣雄; 岡 芳明*; 川合 将義*; 中沢 正治*; 中村 尚司*; 播磨 良子*; 平山 英夫*; 古田 悠; 三浦 俊正*; et al.

JAERI-M 7843, 219 Pages, 1978/09

JAERI-M-7843.pdf:19.05MB

本報告は、日本原子力学会「遮蔽設計法」研究専門委員会の遮蔽実験評価ワーキンググループにおいて、作成された遮蔽ベンチマーク問題を原研、遮蔽研究所において編纂したものである。本報告書には、discrete ordinate輸送計算コードとモンテカルロコードの計算手法や計算精度を評価したり、あるいは核定数を評価したりするため、中性子およびガンマ線の各種線源に対する21種類のベンチマーク問題が集録されている。

報告書

モ-ツアルト実験データの解析; MZA, MZB炉心の解析

小林 隆俊*; 横堀 仁*; 佐々木 誠*; 多田 恵子*

PNC-TJ206 73-07, 228 Pages, 1973/04

PNC-TJ206-73-07.pdf:8.06MB

本作業の成果を、高速増殖炉(原型炉)もんじゅの設計に反映する事を目的とし、その模擬実験であるモーツアルト計画の臨界実験解析を行なった。今回は、炉物理的な興味を主とした1領域炉心のMZA実験およびもんじゅのClean‐mock up体系である2領域炉心のMZB実験の解析を行なった。「但し、MZBに関しては、径方向グランケツト部の90$$^{circ}$$セクターに、(1)天然ウラン酸化物、(2)劣化ウラン配化物、および(3)天然金属ウランの各組成を用いた3つのVersionの解析を行なった。」またさらに、Pu同位体の影響を見る目的で実験が行われた。FCA-VI-1炉心の解析を行なった。解析した項目は、臨界量、中性子バランス、中性子スペクトル、形状因子、輸送補正値、中性反応率比、エッヂ・ワース、中心物質反応度価値、非均質効果、ナトリウムボイド反応度係数および反応率分布である。特に、反応率分布については詳細な解析を行い、実験値との比較検討からC/Eを求めた。

口頭

400MeV陽子を用いたBNCT用熱外中性子源の検討

田原 義壽*; 阿部 晋司*; 米内 俊祐*; 馬場 護*; 海野 泰裕*; 佐々 敏信; 岩永 宏平; 横堀 仁*; 筒井 武彦*; 亀井 禎英*

no journal, , 

ホウ素中性子捕捉療法の実現を促進するため、J-PARC核変換実験施設に導入される予定の400MeV陽子ビームを用いた熱外中性子発生装置の概念検討を行い、その成立性を検討した。400MeV陽子を固体タンタルターゲットに入射して得られた中性子を、鉄及びフルエンタル減速材で減速して熱外中性子を得る方法を検討した。ターゲット及び減速材の周囲には、人体への影響を抑制するため、鉛製の反射体を設置した。MCNPXコードとLA150ライブラリを用いて予備的な解析を行った結果、5マイクロアンペア程度のビーム電流で脳腫瘍の治療が可能であることがわかった。

口頭

400MeV陽子を用いたBNCT用熱外中性子源の検討

田原 義壽*; 阿部 晋司*; 佐々 敏信; 米内 俊祐*; 馬場 護*; 横堀 仁*

no journal, , 

大強度陽子加速器施設J-PARCで供給が予定される陽子ビーム(400MeV-30kW)について、BNCT用熱外中性子源への適用可能性を検証した。中性子源は二門の照射孔を有し、加速された陽子とタングステン製ターゲットとの核破砕反応により発生した中性子を鉄及びフルエンタル減速材でエネルギー整形して熱外中性子を得る構成とした。照射孔出口に設置したファントム内の線量分布の解析値から、入射陽子ビームを定格の7%に相当する5マイクロアンペアを入射することで照射時間60分を目途とした治療が可能であり、BNCT用熱外中性子源への適用についての見通しが得られた。

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