SFCOMPO-2.0; An OECD NEA database of spent nuclear fuel isotopic assays, reactor design specifications, and operating data

Michel-Sendis, F.*; Gauld, I.*; Martinez, J. S.*; Alejano, C.*; Bossant, M.*; Boulanger, D.*; Cabellos, O.*; Chrapciak, V.*; Conde, J.*; Fast, I.*; et al.

Annals of Nuclear Energy, 110, p.779 - 788, 2017/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.07.022

SFCOMPO-2.0 is the new release of the NEA database of experimentally measured assays, i.e. isotopic concentrations from destructive radiochemical analyses of spent nuclear fuel samples, complemented with design information of the fuel assembly and fuel rod from which each sample was taken, as well as with relevant information on operating conditions and characteristics of the host reactors, which are necessary for the modelling and simulation of the isotopic evolution of the fuel during irradiation. SFCOMPO-2.0 has been developed and is maintained by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA) under the guidance of the Expert Group on Assay Data of Spent Nuclear Fuel (EGADSNF) of the NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety (WPNCS). In this paper, the new database is described. Applications of SFCOMPO-2.0 for computer code validation, integral nuclear data benchmarking, and uncertainty analysis in nuclear waste package analysis are briefly illustrated.

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究(2)

竹田 敏一*; 田川 明広; 丸山 学*; 北田 孝典*; 山本 敏久*

JNC TJ9400 2001-009, 239 Pages, 2001/02

JNC-TJ9400-2001-009.pdf:8.71MB

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。第一部 高速炉心の中性子スペクトルの共分散誤差とバイアス補正による計算精度向上の検討高速実験炉「常陽」で用いられている中性子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のバイアス補正ファクターと共分散を物理的で定量的に評価するとともに、各バイアス補正ファクターと共分散を積み上げることで、より合理的な初期推定スペクトルとその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の共分散は相対的に小さく、バイアス補正を考慮することで小さな誤差でも十分精度良く評価できることがわかった。第2部 モンテカルロ法によるガス冷却高速炉の中性子流の評価Heガス冷却高速炉用の異方性拡散係数をモンテカルロ法で求める手法の検討の一環として、モンテカルロ法で中性子流を評価できるようにタリー機能を追加し、非均質な体系での中性子流の評価を行った。非均質体系では均質体系に比べて炉心からの漏れは大きく、特に低エネルギー側で顕著であることが分かった。また、体系計算形状と拡散・輸送計算の違いによる中性子漏れの検討を行った。各効果を併せると、高エネルギー側では計算手法の差による影響が支配的で中性子流を大きく見積もり、低エネルギー側では非均質効果が支配的で中性子流を小さく見積もる結果となった。第3部 減速材を用いた核変換の解析手法の検討高速炉での超寿命FP核種などの変換効率を高めるために検討されている、減速材付きターゲット集合体の解析を精度よく行える手法を検討した。モンテカルロ法と類似した計算方法に基づき、3次元体系で非均質体系を直接扱うことができるCharacteristics法が最も有望であるとの結論を得た。また、マルチバンド法とCharacteristics法を組み合わせた決定論的手法について、計算の高速化・高精度化に必要な技術について考察を行った。

高速炉核特性の数値解析手法の改良(IV)

竹田 敏一*; 山本 敏久*; 北田 孝典*

JNC TJ9400 99-002, 171 Pages, 1999/03

JNC-TJ9400-99-002.pdf:4.44MB

高速炉核特性の数値解析手法の改良の一環として、以下の3件に関する研究を実施した。第1部 ブランケット領域での反応率計算法の改良断面積の詳細エネルギー群構造から直接にバンドパラメータを計算する手法(詳細エネルギー評価法)を用い、バンド間散乱を含めた詳細な中性子バランス式を解く方法を確立した。また、マルチバンド法の効果を方向依存ミクロ断面積の形で従来のSn法に組み入れる方法を示した。本手法を「もんじゅ」の反応率分布計算に本手法を適用した結果、ブランケットでの反応率分布の最大増加量は、U-238capで10%、Pu-239fisで12%、U-235fisで12%、U-238fisで1%となった。また、方向依存ミクロ断面積を使用する効果は小さく、ほとんどがミクロ断面積の絶対値が変化する効果であることがわかった。第2部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良モンテカルロ法で摂動を取り扱う手法である、相関サンプリング法と導関数演算子サンプリング法を用いて、非常に大きな密度摂動を伴う場合について検証計算を行った。この結果、導関数演算子サンプリング法については、現状の1次微分項までの展開では不十分で、2次以上の項を考慮する必要があることがわかった。また、摂動に伴う随伴中性子束のエネルギー、空間分布の変化を考慮する手法について理論的検討を行ない、厳密摂動理論に基づく計算式を導き出した。第3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炉の核特性解析精度の向上のために使用されている断面積調整法とドジメトリー解析で使用されているunfolding法とを理論的に比較し、両者の特徴を明らかにした。両者の特徴を生かした改良法として、断面積誤差による中性子スペクトルへの影響を取り入れたunfolding法、および中性子スペクトルのunfoldingを取り入れた断面積調整法についての理論的検討を行った。

「常陽」照射MA試料の測定結果を用いたMAの燃焼解析法精度評価 -先行基礎工学分野に関する平成7年度報告書-

横山 賢治*; 竹田 敏一*; 山本 敏久; 北田 孝典; 青山 卓史

PNC TN9410 96-265, 64 Pages, 1996/05

PNC-TN9410-96-265.pdf:3.09MB

マイナーアクチニド(MA)の燃焼に関する研究の一環として、MAの代表核種である237Npについて、高速実験炉「常陽」で照射された237Np試料の測定結果に基づき燃焼解析法の精度評価を行った。解析方法として、燃焼計算にはORIGEN2を用い、中性子束分布計算には従来から用いられている「常陽」炉心管理コードMAGI、3次元拡散計算コードCITATIONに加えて、照射集合体の内部構造を詳細に取り扱うため連続エネルギーモンテカルロコードMVPを導入した。また、ドシメータの反応率からアンフォールディングした中性子束も用い、これらを用いて計算した237Np変換率を比較した。MVPの計算結果の比較により、今回の解析対象集合体では、集合体内部構造の非均質効果が237Npの燃焼計算に与える影響は小さいことがわかった。MAGI、CITATIONの中性子束を用いた237Np変換率の計算は、中性子捕獲、核分裂反応ともに測定値を約30%過大評価した。また、アンフォールディングした中性子束を用いた場合でも測定値より約1220%大きかった。この原因として、MAGI、CITATIONの中性子束計算法の他にアンフォールディングによる中性子束の誤差や237Np変換率の測定誤差についても検討する必要があることがわかった。本研究により、237Np燃焼特性の解析精度を向上させる上での問題点を摘出した。

高速炉におけるMA装荷方法の検討

山本 敏久

PNC TN9410 95-162, 121 Pages, 1995/06

PNC-TN9410-95-162.pdf:5.22MB

現在、先進的核燃料リサイクル検討の一環としてMOX燃料-高度化PUREXによるアクニチドリサイクルが検討されている。一方、これまで行われてきた高速炉におけるMA燃焼特性の検討は、炉心単独に着目したパラメータサーベイにとどまり、MAの具体的な炉心装荷方法や、それに伴って発生する技術的な解決策は検討されていない。本研究では、炉心設計の観点からその実現性を検討し、設計成立性が見通せる範囲において、高速炉における最適なMA装荷方法を選定した。選定した案は、Amを非ウラン希釈材とともにターゲットピンに加工し、集合体内に分散配置するもので、高処理率とともに炉心特性やリサイクル施設への負担を小さく抑えることが可能である。また、ターゲットピンの熱的条件、使用済燃料の崩壊熱、MA装荷の炉心特性への影響等を評価した結果、十分なMA処理率が実現できることが確認された。

PNC's Results on the Metal-Fueled Fast Reactor Benchmarks

大木 繁夫; 山本 敏久

PNC TN9410 95-001, 54 Pages, 1994/12

PNC-TN9410-95-001.pdf:1.39MB

WPPR(プルトニウムリサイクルの物理に関するワーキングパーティー)は1992年11月、OECD/NEAのNuclear Science Committeeの中に設けられた。参加国はフランス、イギリス、ドイツ、ロシア、カナダ、アメリカ、日本など先進10ヶ国以上に及んでいる。WPPRの目的はプルトニウムリサイクルの技術に関するいくつかの物理的課題を明らかにすることにある。活動の一環として、プルトニウム利用の異なるシナリオを評価するために、様々なタイプの原子炉(MOX燃料高速炉、金属燃料高速炉、PWR、新型転換炉)についての国際ベンチマークがおこなわれている。本報告書は我々の参加した金属燃料高速炉ベンチマークの計算結果をまとめたものである。それぞれの結果はベンチマーク提案書(NEA/NSC/DOC(93)24)に示された順序にしたがって、表形式にまとめてある。

高速炉炉心核特性解析システムの高度化

石川 真; 山本 敏久

日本原子力学会誌, 36(11), p.1031 - 1038, 1994/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.36.1031

高速炉炉心核特性解析システム進展と高度化について解説する。高速炉炉心の核特性を高精度で評価するために、高速炉特有の炉物理現象である中性子ストリーミング、中性子輸送効果を取り入れた日本独自の解析システムが開発されてきた。またこのシステムには、核特性を計算するだけではなく、計算結果と実験データとの比較に基づき核データを調整するモジュールも含まれており、核特性予測精度の信頼性向上に役立っている。

先進リサイクルシステム検討中間報告(H3.4-H4.6の成果)

山名 元; 塩月 正雄; 平尾 和則; 鈴木 徹; 青山 卓史; 宇都 成昭; 山本 敏久

PNC TN9410 93-024, 75 Pages, 1993/01

PNC-TN9410-93-024.pdf:6.54MB

21世紀中頃の将来社会を目標としたプルトニウムリイサクルシステム(先進リサイクルシステム)の姿についての検討を行った。まず先進リサイクルシステム検討の意義とその進め方を明らかにした。将来社会の姿(展望)についてのマクロな評価を行い,将来社会において望まれるプルトニウムリサイクルシステムの意義・理念・基本的なあり方などについての見解を具体化した。次に,先進リサイクルシステムの技術的なあり方(仕様)を具体化するために,現在開発を進めている原稿大型MOX路線の特性及びシステムの課題を安全性,サイクル内の技術的整合性,環境保全性など8つの重要な視点について体系化的に整理し明確にした。これより,「安全機能の一層の強化」,「廃棄物発生量と廃棄物への移行核種の本質的低減」,「多様化したエネルギーニーズへの対応」,「リサイクル性の円滑化」等を図るなど,新しいシステムに望まれる具体的な姿を明確化し,先進リサイクルシステムの技術理念をの具体化に反映させた。さらに,システムに望まれる姿の実現を期待される炉種別,燃料,再処理等の要素技術に関して広くレビューし,各技術の有する特性を整理した結果に基づき判断,選択を行った。この結果,現行のNa冷却型FBRサイクルを発展させ比較的近未来での実現を想定した4種類の「先行概念」,及び従来概念から脱却してより究極性をねらった5種類の「先進概念」の計9種類の具体的な新しいサイクルの概念を示した。

JUPITER-III実験解析(III)

白方 敬章*; 山本 敏久*; 中島 文明*; 他7名*

PNC TN2410 89-003, 349 Pages, 1989/03

PNC-TN2410-89-003.pdf:8.55MB

本報告書は,動力炉研究開発本部 炉技術開発Grで組織しているJUPITERサブワーキングGrの昭和63年度の成果をまとめたものである。JUPITERサブワーキングGrは,動燃事業団が米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてアルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRで実施した大型高速炉物理実験JUPITER-III計画の計画,実験解析を行うためのワーキンググループである。JUPITER-III計画は電気出力65万キロワット相当の軸方向非均質炉心模擬実験(ZPPR-17シリーズ)と100万キロワット相当の均質炉心模擬実験(ZPPR-18シリーズ)からなる。ZPPR-17シリーズの実験解析は本年度でほぼ完了し,ZPPR-18シリーズについては実験解析の準備中である。本年度の主な成果は下記の通りである。(1) 昨年度に引き続き,ZPPR-17の実験解析を実施し,以下の成果を得た。(I)臨界性について,マルチドロワモデル及びセンターラインモデル(セル定数作成法)の効果を評価した。前者の効果は+0.17%kであり,後者の効果は基準解析のプレートストレッチモデルに比べて0.080.09%k高目である。これらの結果を考慮した解析結果(C/E値)は均質炉心ZPPR-9及び径方向非均質炉心ZPPR-13Aの結果とほぼ一致した。(II)制御棒反応度価値のC/E値は中心で0.9程度であり,5%程度の径方向依存性がみられた。反応率分布のC/E値にも510%の径方向依存性があり,これらの傾向は均質炉心と同様である。(III)広領域NaボイドのC/E値は炉心領域で1.21.5であり,内部ブランケット領域は0.8程度と低目である。サンプル反応度についても内部ブランケット領域では炉心領域よりも239Puサンプルで20%,10Bサンプルで10%程度過小評価する。これらの傾向は径方向非均質炉心と同様である。(2) ZPPR-17の実験データ集について,その構成と記載内容について検討し,記載すべきデータ項目を選定した。さらに,代表的な実験項目について具体的な記載内容をまとめた。(3) JUPITER実験等の臨界実験データとの対比及び補完の観点から,将来の「常陽」による炉物理実験項目を洗い出し,その成立性及び実験のために具備すべき実験機能を検討した

3次元輸送計算コードTRITACの開発

山本 敏久

動燃技報, 75 Pages, 1986/00

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