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論文

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5; JENDL-5

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01

 被引用回数:17 パーセンタイル:99.99(Nuclear Science & Technology)

The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.

論文

広域的放射能汚染の測定のためのプラスチックシンチレーション光ファイバを用いた放射線分布計測技術

伊藤 主税; 伊藤 敬輔; 石川 高史; 吉田 昌宏; 眞田 幸尚; 鳥居 建男; 納冨 昭弘*; 若林 源一郎*; 宮崎 信之*

放射線, 39(1), p.7 - 11, 2013/09

福島第一原子力発電所の事故により環境に放出された放射性物質を除去することは、環境を回復するうえでの最重要課題の一つであり、原子力機構では、宅地,農地,山林等を含む広範な地域を対象とする汚染分布調査及び除染効果確認作業において、シンチレーション光ファイバ(PSF)を用いた放射線分布計測を導入している。PSFは、放射線が入射することによってPSF内で発生する光がPSFの両端に到達する時間差を計測することにより、放射線の入射位置とその強度を測定することができ、「常陽」1次冷却系の$$gamma$$線量率分布測定等へ適用されてきた。このPSFを用いて福島県内各地の田畑,グラウンド,森林,川底等で測定を行い、放射線分布を測定できることを確認した。さらにレートメータ式波高分析器を導入して、PSFで計数率分布を連続的に測定することにより、2次元の線量率分布測定も行えるようになった。

論文

高速実験炉「常陽」の保守経験,1; 「常陽」における保守活動の概要

住野 公造; 小林 哲彦; 礒崎 和則; 吉田 昌宏

日本保全学会第7回学術講演会要旨集, p.255 - 257, 2010/07

高速実験炉「常陽」では、安全上の重要度分類に基づき、これまでの経験・知見を反映して、効率的・効果的な保全計画を策定して30年以上に渡り保守業務を展開してきた。その結果、系統が複雑で遠隔操作に確実性が求められ、放射性Na付着等が伴う燃料取扱系の保守業務の比重が大きいものの、Na冷却系に関しては、保守範囲が駆動部等の冷却材に接しない部分に限られていることに加え、Naの純度管理を適切に行うことにより、腐食に起因する保全活動も負担とならないことが実証された。また、高経年化に関する評価を行い、中長期保全計画を策定し、これに基づく保全業務を展開した結果、主な経年劣化事象は、冷却水及び大気環境による材料の腐食・侵食,絶縁劣化によるものであり、高速炉プラント特有のものはないことが確認された。

論文

Core performance tests for the JOYO MK-III upgrade

青山 卓史; 関根 隆; 前田 茂貴; 吉田 昌宏; 前田 幸基; 鈴木 惣十; 竹田 敏一*

Nuclear Engineering and Design, 237(4), p.353 - 368, 2007/02

 被引用回数:14 パーセンタイル:70.38(Nuclear Science & Technology)

高速実験炉「常陽」は、照射能力向上のため、MK-III炉心への改造を行った。MK-III炉心では、二領域炉心を採用して出力を平坦化し、制御棒配置を変更した。また、原子炉熱出力が1.4倍に増加したことに伴い、冷却系の改造を行って除熱能力を向上させた。MK-III性能試験では、低出力状態で炉心核特性確認のための臨界近接,過剰反応度測定,制御棒校正,等温温度係数測定を実施した。そして、段階的に原子炉熱出力を増加させながら核計装応答,ヒートバランスを確認し、定格の140MWt出力を達成した後、燃焼係数を測定した。本論文は、これらのMK-III性能試験結果のうち、炉心核特性に関する測定・解析評価結果をまとめたものである。

論文

光ファイバ技術を用いた高速炉構造健全性監視技術の開発

松場 賢一; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 吉田 昌宏; 仲井 悟

UTNL-R-0453, p.12_1 - 12_10, 2006/03

高速炉構造物の健全性監視を精度よく行うためには、構造健全性を支配する温度やひずみなどを詳細に測定する必要がある。高速実験炉「常陽」では、高温・高放射線環境下にある高速炉構造物の温度やひずみなどを詳細かつ合理的に測定する技術を開発するため、光ファイバを用いた1次冷却系配管の温度分布及びひずみ・振動測定を行っている。これらの測定を通じて、放射線により誘起される測定誤差の補正法を適用することにより、1次冷却系配管の温度分布を3$$^{circ}$$C程度の誤差範囲内で測定できることを確認した。また、1次冷却系配管の温度変化による配管外装板の熱膨張や主循環ポンプの運転に伴う配管サポートの振動を検出できることを確認し、光ファイバを高速炉構造物の健全性監視に適用できる見通しを得た。

報告書

「常陽」MK-III性能試験結果に基づくプラント動特性解析コードの整備

高松 操; 黒羽 隆也*; 吉田 昌宏

JNC TN9410 2004-005, 51 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-005.pdf:1.25MB

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。上記研究では、これまで、MK-IIで実施した運転特性試験、自然循環試験等のデータに基づき、Mimir-N2を整備・検証するとともに、MK-II炉心からMK-III炉心への移行及び冷却系の改造に対応するよう炉心・冷却系モデルの整備を進めてきた。MK-III性能試験では、Mimir-N2の検証データとして、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のデータを取得した。 MK-III炉心用に整備したMimir-N2の予測値と実測値を比較した結果、プラント各部の温度挙動は、概ね一致するものの、予測した原子炉出ロナトリウム温度や主冷却器入ロナトリウム温度等の降下率は、実測値より大きいことがわかった。これを改善するため、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験の実測値に基づき、Mimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。その結果、原子炉出ロナトリウム温度等の挙動は実測値と一致し、Mimir-N2により、手動スクラム及び外部電源喪失等の過渡変化時のプラント挙動を精度良く模擬できることを確認した。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III性能試験総合報告書

前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 関根 隆; 有吉 昌彦; 伊藤 主税; 根本 昌明; 村上 隆典; 礒崎 和則; 干場 英明; et al.

JNC TN9410 2003-011, 197 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2003-011.pdf:10.26MB

MK-III改造工事を終了させた後、2003年6月末より、設計性能の確認及び照射炉としての基本特性の確認などを目的として計28項目の性能試験を実施し、11月に最終の使用前検査に合格した。本報告書では、性能試験の各項目毎に主な結果を報告する。

報告書

「常陽」MK-III性能試験炉心の湾曲反応度解析

高松 操; 黒羽 隆也*; 吉田 昌宏

JNC TN9400 2003-012, 38 Pages, 2003/03

JNC-TN9400-2003-012.pdf:2.03MB

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っており、その一環として、過渡時のフィードバック反応度の評価制度の向上に関する研究を進めている。フィードバック反応度のうち、炉心湾曲反応度に関しては、設計により将来炉の受動的安全性を向上させることが可能であること等から、その評価手法確立を目的として研究を進めてきた。 「常陽」では、これまで、炉心湾曲反応度を計算する解析システム"MERBA(MEchanical behavior and Reactivity shift caused by core Bowing Analysis code system FOR Joyo)"をMK-II炉心用に整備し、解析を実施した結果、MK-II炉心で観測された出力係数の出力依存性(原子炉主力上昇・下降時に出力係数が変動する現象)が、計算された原子炉出力変動時の炉心湾曲反応度により、定性的・定量的に説明できることを確認した。 一方、MK-III炉心では、中性子束及び原子炉出入口冷却材温度差の増加等により、炉心湾曲及びそれによる反応度挙動を決定する因子がMK-II炉心と異なる。そこで、MK-III炉心の炉心湾曲及び炉心湾曲反応度の特性を把握するため、MK-III炉心用に"MERBA"を整備し、平成15年7月に初臨界を達成する予定のMK-III性能試験炉心の解析を行った。 その結果、MK-III性能試験炉心では、継続使用する反射体の残留変位により、炉心燃料集合体が拘束され、MK-II炉心と同様に、原子炉停止状態において、炉心中心方向に倒れた状態にあり、原子炉出力上昇に伴い、炉心外側に傾いていく(フワラリング)ことから、負の反応度が投入されることがわかった。

論文

Operation and Upgrade experiences in the Experimental Fast Reactor JOYO

吉田 昌宏; 前田 幸基; 鈴木 惣十; 原 広

Russian Forum for Sci. and Tech. FAST NEUTRON REAC, 0 Pages, 2003/00

「常陽」では、MK-I、MK-II炉心の運転を通じ、種々の照射試験を行うとともに、運転保守、炉心燃料管理などに関する知見を蓄積し、現在さらに「常陽」の照射性能を向上させるMK-III計画を進めている。MK-III炉心では、FBRサイクル実用化研究のための照射試験などを実施していく計画である。

論文

「常陽」実機データに基づくプラント動特性解析コードの検証

吉田 昌宏; 原子力システム*; 黒羽 隆也*

サイクル機構技報, 15, , 2003/00

高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っている。本研究に用いるプラント動特性解析コ-ドとして、「常陽」用に開発した"Mimir-N2"を採用し、MK-II炉心で実施した運転特性試験、自然循環試験等から得られる情報を基に、コ-ドの整備・検証を行ってきた。安全特性試験の検証を行う上で重要なフィ-ドバック反応度の評価精度向上のための検討として、「常陽」で観測される出力係数の燃焼依存性に着目し、これを燃焼に伴う燃料膨張反応度の変化によるものと仮定して燃料膨張反応度に燃焼依存性を考慮した。その結果、ステップ応答試験におけるステップ投入直後の核計装応答、燃料集合体出口温度及び一次冷却材が一巡した後の炉心支持板膨張反応度によるプラント状態の変動などを良く模擬できることが確認できた。

論文

「常陽」の高度化計画(MK-III計画)

吉田 昌宏; 吉田 昌宏; 青山 卓史; 前田 幸基

サイクル機構技報, (21), p.5 - 25, 2003/00

高速実験炉「常陽」は,FBR開発に資するため,昭和62年に照射性能の向上,新技術の実証等を内容とする高度化計画(MK.III計画)の検討を開始した。照射性能向上に関しては,幅広いパラメータサーベイを行い,炉心の高中性子束化,冷却系の改造,照射運転時間の増大及び照射技術の高度化を柱とする炉心・プラント改造仕様を定めた。これに基づき,平成7年に原子炉設置変更許可を取得し,平成15年に改造工事を終了させ,平成16年度から照射試験のための運転を開始する計画である。新技術の実証では,当時の実証炉計画に合わせ新型炉停止機構,FBR実用化段階を目指した二重管蒸気発生器の設置・実証試験計画の検討等を行った。

論文

照射性能向上のためのMK-III炉心の設計

吉田 昌宏; 吉田 昌宏; 青山 卓史; 前田 幸基

サイクル機構技報, (21), p.17 - 25, 2003/00

炉心の高中性子束化と照射スペース拡大の観点からMK.III炉心の設計を行い,炉心の詳細仕様を決定した。本作業を通じて核熱流力計算,遮へい計算等を実施し,MK.III炉心が所定の照射性能を有するとともに原子炉施設としての安全性が確保されていることを確認した。

報告書

「常陽」MK-III取替炉心の核熱設計に関する設計評価(II)

関根 隆; 田渕 士郎; 吉田 昌宏

JNC TN9410 2002-002, 81 Pages, 2002/03

JNC-TN9410-2002-002.pdf:2.41MB

高速実験炉「常陽」では、照射性能を向上の目的としたMK-III計画を進めている。従来、「常陽」ではウラン濃縮度 18%の硝酸ウラニル溶液の入手が困難となった。このため、2010年(平成22年)以降にしようする第 3次取替炉心燃料集合体以降の原料に再処理で得られた MOX粉末を用いた場合の、炉心の核設計及び熱設計の成立性に関する検討を平成12年度から開始した。今年度の報告書では、燃料スタック長を60cmとし、1)Pu富化度の上限値を現行とほぼ同じ 31%、Puフィッサイル割合を63.06%とした場合、及び2)ふげん使用済み燃料を再処理したPuフィッサイル率を 50.5%としの原料粉を内側燃料集合体のみに使用した場合の成立性に関する検討を行い、MK-III標準平衡炉心及び昨年度までの解析結果との比較を行った。その結果、炉心燃料のPu富化度及びウラン濃縮度を1)の内側燃料についてはそれぞれ、26.9%及び12.8%、外側燃料は31%及び11.2%、2)については内側燃料を30.5%及び11.4%、外側燃料を32.6%及び10.6%とすることにより、MK-III標準平衡炉心と同等の臨界性を確保できることを確認した。炉心燃料領域高さを60cmとすることに伴う中性子束の低下は、MK-III標準平衡炉心に比べ約5$$sim$$7%の現象となったが、MK-II炉心の最大中性子束は上回った。反応度特性では、制御棒価値、ドップラ計数、出力計数は全ての検討ケースでMK-III標準平衡炉に比べ絶対値が大きくなった。ナトリウムボイド反応度についても、絶対値は小さくなるものの負の値であることを確認し、MK-III標準平衡炉心と同等の安全性を有していることを確認した。また、被ばく評価及び安全評価について検討した結果、評価結果はMK-III標準平衡炉心と同程度であることを確認した。

報告書

炉内熱流動解析を考慮したMK-2炉心湾曲解析

高松 操; 吉田 昌宏

JNC TN9410 2002-001, 47 Pages, 2002/03

JNC-TN9410-2002-001.pdf:13.56MB

「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っており、その一環として、過渡時のフィードバック反応度の評価精度の向上に関する研究を進めている。フィードバック反応度のうち、炉心湾曲反応度に関しては、設計により、受動的安全性を向上させることが可能であること等から、その評価手法擁立を目的として研究を進めてきた。炉心湾曲反応度の評価では、原子炉運転中の熱湾曲挙動を把握することが重要であり、これまで、 「常陽」MK-II炉心の炉心管理コードシステム"MAGI"、ラッパ管群温度計算コード"TETRAS"及び炉心湾曲解析コード"BEACON"からなる解析システムを整備し、炉心湾曲解析を実施してきた。炉心湾曲解析の主要パラメータであるラッパ管群温度については、上記システムで考慮していない炉内の冷却材の流動の影響を受ける可能性が考えられるため、単相多次元熱流動解析コード"AQUA"を用いた解析を行い、その影響を評価した。結果を以下に示す。1)炉心燃料集合体については、炉内冷却材流動の影響は小さく、ラッパ管温度を見直す必要はないことを確認した。2)冷却材流速の大きい燃料領域に隣接する反射体の出口では、その外側の 第6,7列の反射体から低温の冷却材が流れ込み、冷却材温度が"TETRAS"の計算結果より低くなることがわかった。3)原子炉容器内を循環する高温の冷却材が第8$$sim$$9列反射体丁部付近に流れ込み、当該反射体の上部付近の冷却材温度が"TETRAS"の計算結果より30$$sim$$40$$^{circ}C$$多角なることがわかった。1)より、炉内冷却材流動は、炉心湾曲反応度の支配因子である。炉心燃料集合体の原子炉運転中の熱湾曲に影響しないことが確認できた。一方、②③より、炉内冷却材流動は、反射体のラッパ管温度を変化させるため、スエリング及びクリープへの影響が無視できないことがわかった。本研究では、現状、原子炉運転中の熱湾曲を測定することができないため、スエリング及びクリープで決まる集合体残留変位の測定データを計算値と比較することにより、解析手法の妥当性を検討しているが、これまで、"BEACON"による反射体残留変位計算値は、実測値を過小評価する傾向が見られている。そこで、簡易的に反射体領域のみ、"TETRAS"によるラッパ管温度に"AQUA"との温度差を補正し、"BEACON"の計算を行って

論文

Upgrading Program of the Experimental Fast Reactor Joyo

吉田 昌宏; 餘吾 静英

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), (487), 492 Pages, 2001/04

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報告書

「常陽」MK-III性能試験計画の概要-平成12年度作業報告-

高松 操; 吉田 昌宏

JNC TN9440 2001-003, 52 Pages, 2001/03

JNC-TN9440-2001-003.pdf:1.39MB

高速実験炉「常陽」では、照射能力の向上を目的として、MK-III改造工事が進められている。平成12年度は、平成14年9月$$sim$$平成15年1月に予定されている27項目からなる各MK-III性能試験の実施方法を検討し、その結果をまとめた。また、今回の検討結果を反映した試験期間のプラント状態表を作成した。

報告書

「常陽」MK-III取替炉心の核熱設計に関する設計評価

田渕 士郎; 吉田 昌宏

JNC TN9410 2001-013, 45 Pages, 2001/03

JNC-TN9410-2001-013.pdf:3.67MB

高速実験炉「常陽」では照射性能の向上を目的としたMK-III計画を進めており、その初装荷炉心の運転用炉心燃料は、軽水炉の使用済燃料の混合再処理で得られるプルトニウムと濃縮ウラン(濃縮度18%)を用いて製造されているが、JCO事故の影響で硝酸ウラニル溶液が入手できなくなった。MK-III用の第1次及び第2次取替燃料は、サイクル機構の保有する海外返還プルトニウムを用いるためMK-III初装荷燃料と同一の仕様の燃料を製造することができる。しかし、プルトニウム粉末の保有量には制限があり、また、プルトニウムの海外からの調達には解決すべき課題が多いことから、2010年以降に使用する第3次以降の取替燃料の原料を、入手できる可能性が最も高い再処理施設からの回収ウランベースのMOX粉末とし、これにより燃料製造を行う場合の炉心の核設計及び熱設計の成立性を検討することとした。回収ウランベースのMOX粉末を用いた場合、燃料のウラン濃縮度が低下するが、それによる臨界性の低下をスタック長の増大とプルトニウム富化度の増大により補うこととした。回収ウランベースのMOX粉末と約20%の濃縮ウランを使用した場合、炉心高さ55cm、プルトニウム富化度の上限目標値を34%(燃料製造上のR&Dは不要)とすることにより、現行のMK-III標準平衡炉心と同等の臨界性が得られた。また、約5%濃縮の軽水炉用ウランを使用した場合、炉心高さ60cm、プルトニウム富化度の上限目標値を37%(燃料製造上のR&Dが必要)とすることにより、現行のMK-III標準平衡炉心と同等の臨界性が得られた。燃料スタック長の増加に伴う中性子束低下とプルトニウム富化度増加に伴う中性子束増加の効果が相殺され、取替炉心の最大中性子束はMK-III標準平衡炉心とほぼ同等となった。反応度特性では制御棒価値、ドップラー係数、出力係数は絶対値が大きくなり、ナトリウムボイド反応度は絶対値が小さくなるものの負の値となった。これらより、いずれの取替炉心もMK-III標準平衡炉心と同等の安全性を有していると考えられる。燃料最高温度は、燃料スタック長増加に伴う線出力低下により低下し、プルトニウム富化度増加に伴う融点の低下を考慮した熱設計基準値を下回り、これを満足する見通しを得た。

報告書

"Mimir-N2"による「常陽」安全特性試験解析

吉田 昌宏; 黒羽 隆也*

JNC TN9400 2001-051, 38 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-051.pdf:3.46MB

高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的とした安全特性試験の実施に関する研究を行っている。本研究に用いるプラント動特性解析コードとしては、「常陽」用に開発した"Mimir-N2"を採用し、MK-II炉心で実施した運転特性試験等から得られる情報を基に、コードの整備・検証を行ってきた。安全特性試験の検討を行う上で重要なフィードバック反応度の検討として、「常陽」で観測される出力係数の燃焼依存性に着目し、これを燃焼に伴う燃料膨張反応度の変化によるものと仮定して燃料膨張反応度に燃焼依存性を考慮した。その結果、ステップ応答試験におけるステップ投入直後の核計装応答、燃料集合体出口温度及び一次冷却材が一巡した後の炉心支持板膨張反応度によるプラント状態の変動などを良く模擬できることが確認できた。また、「常陽」で開発した炉心湾曲反応度解析システムによる解析結果を入力として与えることにより、炉心湾曲反応度を取扱う機能を"Mimir-N2"に追加した。以上により整備した"Mimir-N2"を用いて、MK-III炉心においてATWS模擬試験を実施した場合の予測解析を行った。その結果、反応度効果としては小さいが、原子炉出力状態によって変動する可能性のある炉心湾曲反応度に関しては、その挙動を把握しておくことが試験計画策定上重要であることがわかった。

報告書

JENDL3.2に基づく高速炉遮へい計算用ランプ化EP断面積の作成

田渕 士郎; 吉田 昌宏; 青山 卓史

JNC TN9400 2001-033, 45 Pages, 2001/01

JNC-TN9400-2001-033.pdf:7.55MB

従来のJASPER(日米共同高速炉遮へい実験)等の遮へい実験解析においてはFPの蓄積を考慮する必要がなかった。しかし、ある程度燃焼が進んだ炉心の遮へい解析では、FPの蓄積を考慮する必要があるが、既存の遮へい用断面積セットにはFPの断面積が作成されていないため、FPの効果を考慮することができなかった。そこで今回、これを作成し、FPが遮へい計算に与える影響を評価した。ORIGEN2による高速炉用MOX燃料の燃焼計算では約880核種のFPを取扱っているが、このうち、評価済核データライブラリJENDL-3.2には165のFP核種に関するデータが収録されている。これ以外のFP核種による中性子吸収への寄与は十分に小さいので、これら165核種からランプ化FP断面積を作成することとした。まず、JENDL-3.2をNJOY-94で処理して無限希釈断面積を作成した。エネルギー群は従来の遮へい計算用の断面積セットJSD-J2と同じ100群構造とし、高次非等方散乱はP3近似とした。次に、燃焼度10、40、63、90GWd/tについてORIGEN2で計算した235U、238U、239Pu及び241Puからの各FP核種の生成量を重みとして、ランプ化FP断面積を作成した。作成したランプ化FP断面積には燃焼度依存性はみられず、断面積カーブは核計算用の炉定数JFS-3-J3.2のランプ化FP断面積とよく一致した。FPが遮へい計算に与える影響を評価するために、作成したランプ化FP断面積をJSD-J2に追加し、「常陽」を対象としてDORTにより2次元RZ及びXY-R$$theta$$体系で輸送計算を行った。その結果、炉内燃料貯蔵ラックに置かれた使用済燃料でFP考慮の有無による中性子束及び共鳴反応系の反応率の差は約7%、それ以外の炉心領域及び炉心外の領域の中性子束、$$gamma$$線束、反応率及び$$gamma$$線発熱率の差は約2%であった。これより、従来のFPを考慮していない場合では、中性子束は最大約2%過大評価であるものの、計算結果は概ね妥当であることがわかった。

報告書

「常陽」MK-II炉心の炉心湾曲反応度解析

吉田 昌宏; 田渕 士郎

JNC TN9410 2001-009, 26 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-009.pdf:2.22MB

高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的とした安全特性試験の実施に関する研究の一環としてフィードバック反応度の解析精度向上の研究を行っている。これらのフィードバック反応度のうち炉心湾曲反応度は、負のフィードバック特性を持つように炉心を設計することにより、高速炉固有の安全性を向上させることができる可能性があることから、その評価手法の検討を進めている。「常陽」MK-II炉心では、これまで出力係数に出力依存性がみられたが、この原因のひとつとして炉心湾曲反応度が考えられる。そこで、原子炉出力の変化にともなうフィードバック反応度を精度よく評価できるステップ応答試験により出力係数を測定し、出力係数の出力依存性の原因を炉心湾曲反応度と仮定し、解析を行った。また、これまで「常陽」で整備してきたはり理論に基づく炉心湾曲解析コード"BEACON"による全炉心構成要素の詳細な照射履歴を反映した湾曲計算結果を用いて、炉心構成物質の変位によって生じる湾曲反応度を計算する"ARCHCOM"により原子炉出力変動時の炉心湾曲反応度を計算し、ステップ応答試験における出力係数測定値との比較を行った。その結果、C/E=0.6$$sim$$2.0となり、出力係数の出力依存性が炉心湾曲反応度から定性的に説明可能であることがわかった。

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