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大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.
池田 一三*; 本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.1175 - 1183, 2014/04
This paper treats the verification of nuclear calculation methodology of control rod reactivity and the uncertainty quantification of calculation model in order to design a next demonstration fast breeder reactor, Japan Sodium cooled Fast Reactor. Verification and validation of design methodology is required and various kinds of uncertainty in nuclear characteristics should be comprehensively assessed. This study starts in pursuit of them in the context of preliminary conceptual design. First, this work compares the calculation results of the deterministic calculation method with Monte Carlo one in order to verify it. Second, the uncertainties associated with the calculation model are preliminarily estimated based on the correction values. Consequently, it is naturally concluded that the nuclear calculation methodology can precisely prospect that of control rod reactivity, representing the mathematical model with the specified limit of accuracy.
湊 和生; 森田 泰治; 辻本 和文; 小山 真一; 倉田 正輝*; 井上 正*; 池田 一三*
Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), p.341 - 349, 2012/00
我が国における分離変換技術の成熟度を評価した。評価にあたっては、国際原子力エネルギーパートナーシップ(GNEP)において用いられた技術成熟度の定義(TRL)を用いた。評価の対象は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換システムである高速炉と加速器駆動システム、MA分離プロセス、及びMA含有燃料とした。評価の結果、どの技術開発においても、TRL5に高い要求項目があることが認識された。この要求項目を効率的・効果的に満足するような技術開発の道筋として、実験室規模での照射済燃料を用いたMA分離プロセス試験やそこで分離されたMAを用いた燃料製造試験を十分行うことが重要であると指摘した。
長田 博夫*; 河北 孝司*; 池田 一三*
PNC TJ9678 98-003, 65 Pages, 1998/01
本作業では、将来、濃縮ウランの入手が困難となって時の対応策を検討するため、「常陽」MK-III標準炉心を対象として、ウラン濃縮度を低減させた場合の炉心特性を計算した。(1) ウラン濃縮度低減炉心の仕様選定Pu富化度、炉心スタック長及びPu同位体組成比をパラメータとし、濃縮ウランの入手性の観点から、炉心燃料の235U濃縮度を現行の18w/oから10w/o以下、あるいは軽水炉並みの5w/o以下とできる炉心の仕様をサーベイした。その結果、下記のケースにおいて、現行のMK-III標準炉心と同等の核特性を有する炉心を構成できることがわかった。ケース1:外側炉心のウラン濃縮度7.9w/o,Pu富化度35w/oケース2:外側炉心のウラン濃縮度5.0w/o,Pu富化度36.8w/oケース3:兵器級のPu同位体組成比でPu富化度29.8w/o,ウラン濃縮度6.6w/oいずれもスタック長は50cmとした。(2)ウラン濃縮度低減炉心に関する核計算(1)で設定した各ケースの炉心特性を計算し、その結果をMK-III標準炉心と比較した。主な結果を以下に示す。・平衡末期にMK-III標準炉心と同等の臨界性が確保された。内側炉心・外側炉心の最大線出力が同じになるように調整した結果、最大線出力は414W/cmから415W/cmになった。・要素最高燃焼度は、8.9
10の4乗MWd/t以下となった。・最大高速中性子束は増大し、平衡炉心末期で4.210の15乗/cm2乗sとなった。・中性子束スペクトルはいずれのケースも低エネルギー側にわずかにシフトした。・兵器級Puを使用したケースと他のケースで炉心特性に大差はなかった。取出し時に240Pu及び242Puの同位体組成比が約2倍に増加し、Pu重量が約14
15%減少した。
日野 竜太郎; 神永 雅紀; 石倉 修一*; 柳沢 一郎*; 鵜沢 将行*; 黒澤 勝利*; 池田 一三*; 内田 正治*
Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 1, p.278 - 287, 1998/00
中性子科学研究計画の下で5MW規模の核破砕ターゲットとして、水銀ターゲットの設計開発を進めている。本報告では、流路断面積を最小化して構造のコンパクト化が可能な反転流方式の構造概念の検討成果を述べたものである。反転流方式では大規模な再循環流の発生により広い領域でホットスポットを生じやすいため、流路隔壁にスリットを設け、スリットからの噴出し流で再循環流の発生を抑制する構造を提案した。その成立性を検証するために熱流動・構造強度解析を行い、ビーム窓近傍の水銀温度を設計温度以下の230
C程度まで低減できること、薄肉のターゲット容器にフレームを適切に設置することにより許容応力以下にできることがわかり、構造的に成立可能な目処を得た。
長田 博夫*; 河北 孝司*; 池田 一三*
PNC TJ9678 97-003, 80 Pages, 1997/02
本作業では、燃料U濃縮度が低減した時のMK-III標準炉心への影響をみるために、MK-III炉心のPu富化度や燃焼・構造材体積等をパラメータとして低減可能なU濃縮度をサーベイした。(1)低濃縮U燃料炉心の特性計算外側炉心のPu富化度の増加、燃料体積割合増大、構造材体積割合削減、燃料スタック長伸長、15N濃縮窒化物燃料への変更、Pu同位体組成比の変更を想定して臨界性および出力分布の平坦化の条件を満足するように燃焼計算によるサーベイを行い、燃焼特性および出力特性の評価を行った。今回のサーベイの範囲では最大線出力は標準炉心の値と同等あるいはそれ以下であった。また燃焼欠損反応度は最大13%の増加、要素最高燃焼度は1%の増加、炉心内最大高速中性子束は最大で7%増加した。(2)燃料U濃縮度の計算今回の計算から次のことがわかった。Pu富化度を28.8w/oから35w/oまで増加させることにより、U濃縮度を18w/oから8.5w/oまで下げられる。構造材体積割合を下げてもU濃縮度は下げられない。燃料体積割合を1.08倍にした場合、U濃縮度を13w/oまで下げられる。燃料スタック長50cmから60cmに伸ばすとU濃縮度を12w/oまで下げられる。15N濃縮窒化物燃料への変更はU濃縮度を5w/oまで下げられる。兵器用Pu同位体組成比への変更のみでU濃縮度を9w/oまで下げられる。さらに外側炉心のPu富化度を約33w/oに変えた場合、劣化Uを利用することができる。
長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*
PNC TJ9678 96-010, 43 Pages, 1996/03
自己作動型炉停止機構(以下,SASSとする)の炉内試験の予備検討として,ホウ素添加SASS模擬試験体をMK-III標準炉心で落下させた時の投入反応度曲線について計算した。本計算で得られた結果は次のとおりである。(1) ステンレスとホウ素の置換反応度の計算拡散計算および輸送計算により,炉心第3列にホウ素を添加した時の反応度価値を計算し,計算方法の違いによる反応度計算値の差は小さいことを確認した。また,摂動計算により反応度価値の軸方向分布を計算し,ホウ素の反応度価値は炉心中心をピークにして軸方向の全範囲にわたって負の特性を持つことを確認した。(2) ホウ素添加SASS模擬試験体落下時の投入反応度曲線の計算投入反応度曲線の計算は,ホウ素の添加範囲をひとつはミート部全体に,他方はミート部下半分にとする,異なるケースについて行った。SASS模擬試験体落下時の投入反応度は,前者のケースでは,後者のケースと比較して1.52倍の過大な負の値となる。一方,試験体の中途挿入状態からの落下を考慮した場合の投入反応度は,前者のケースでは常に負であるが,後者のケースでは値は小さいものの正の値となりうる場合がある。いずれのケースでもSASS模擬試験体落下時の投入反応度は,ホウ素を添加することにより,不確かさを考慮しても正とならない結果を得た。
長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*
PNC TJ9678 96-009, 57 Pages, 1996/03
本作業では、Puが高次化した燃料をMK-3標準炉心に装荷したときの炉心特性を評価するため、MK-3標準炉心のPu等価フィッサイル係数を計算し、3種類のPu同位体組成比(燃焼度が60、70、80GWd/t相当の軽水炉取出燃料のPu)について基準Pu組成のMK-3新燃料と同等の反応度価値を有する取替燃料のPu富化度を求めるとともに、この燃料を装荷したときの燃焼特性、出力特性等の計算を行った。 (1)Pu等価フィッサイル係数の計算 239Puを1.0とし、MK-3標準炉心のPu等価フィッサイル係数を 235U、236U、238U、238Pu、240Pu、241Pu、242Puおよび241Amについて求めた。全炉心のPu等価フィッサイル係数は235Uで約0.7、241Puで約1.3であり、その他の核種についてもMK-2炉心のPu等価フィッサイル係数と同等であった。 (2)核分裂性物質含有割合に対するサーベイ計算 燃焼度が60、70、80GWd/t相当の軽水炉取出し燃料のPuを取替燃料に用いた場合、外側燃料のPu富化度は、それぞれ約32%、34%、36%となった。 Puが高次化燃料を装荷することで、燃焼反応度欠損は減少する。しかし、その変化量は最大0.02%
k/kk' (定格運転日数換算で0.8日)であり、非常に小さい。 高燃焼度の軽水炉取出燃料のPuを取替燃料に用いた場合、最大線出力は414W/cm以下、要素最高燃焼度は89,100MWd/t以下となる。また、出力分担率、出力ピーキング係数等の主な出力分布特性は、MK-3標準炉心の設計値と変わらない。
長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*
PNC TJ9678 96-007, 133 Pages, 1995/11
本計算は、高速実験炉「常陽」のMK-III炉心の移行炉心の詳細核熱計算であり、MK-III燃料の設工認申請等の許認可に資することを目的とする。移行炉心(3235サイクル)について、全サイクルまたは一部のサイクルについて炉心特性を計算した。主な結果は、次のとおりである。(1) 過剰反応度は35サイクルで最大となり、5.4%k/kk'と評価された。この値は5.5%k/kk'以下の核的制限値を満足する。(2) 最大線出力は、355W/cm、燃料最高温度は、2,298C及び被覆管最高温度は、647Cで熱的制限値の燃料最高温度2,500C以下及び被覆管最高温度650C以下を満足する。(3) ワンロッドスタック時の制御価値は、32サイクルで74%k/kk'、35サイクルで7.3%k/kk'であった。100Cの体系で臨界未満に維持できる。(4) 32および35サイクルの反応度係数は、MK-II炉心およびMK-III炉心と同程度であった。
長田 博夫*; 池田 一三*; 河北 孝司*
PNC TJ9678 96-004, 46 Pages, 1995/09
本計算は,高速実験炉「常陽」のMK-III炉心で計画している自己作動型停止機構(以下,SASSという)の炉内試験のための許認可申請に資するため,SASS挿入による投入反応曲線を求めるものである。主な内容は,次のとおりである。(1)SASS挿入による投入反応度曲線の作成SASSの模擬試験体を炉心中心に配置し,2次元RZ直接輸送計算により挿入反応度を求めた。模擬試験体の反応度価値は炉心中央で負,炉心と反射体の境界付近で正であることが確認された。(2)装荷位置によるSASS反応度価値の補正係数の計算SASSの模擬試験体は炉心3列に装荷される計画であることから,SASS反応度価値の補正係数を2次元RZ輸送コード(TWOTRAN-II)および摂動コード(SN-PERT)で計算した。今回のSASSの構造では,全引抜から落下により約3
(ノミナル)の反応度が挿入されることがわかった。
森井 正*; 池田 一三*
PNC TJ9214 90-002, 93 Pages, 1990/04
次年度初から予定している高速実験炉「常陽」の制御棒移設に係わる設置変更許可申請の為に必要な変更後の原子炉施設の安全性の確認解析を実施した。ここでは,2つの項目について評価を実施した。最初に,設置許可申請書添付資料十に記載されている「仮想事故」をVENUSコードにより解析を行った。その結果,制御棒1本を炉心3列から5列に移設することにより,仮想事故による有効破壊エネルギーは,移設前よりも約8%増加し,約78MJとなることが分かった。しかしながら,この値は現設置許可申請書記載値120MJを下回っており,制御棒移設後の炉心に対し,仮想事故の観点からは,申請書を変更する必要が無い事が分かった。次に,2本の制御棒の種々のスタックパターンにおける炉停止余裕を確認するとともに,申請書添十記載の想定事故の代表事象について,2本の制御棒がスタックした場合について,制御棒移設の影響を評価した。
佐々木 誠*; 池田 一三*
PNC TJ206 84-03, 221 Pages, 1984/06
本報告書では,大型径方向非均質炉心に関する日米共同モックアップ実験であるJUPITERフェイズ2実験の解析について,昨年度に引続き実施した結果を報告する。本年度は,各社と共同作業であるJUPITERワーキング,グループ(W/G)作業としてのZPPR-13A,13B炉心基準解析と,弊社担当のトピックス研究である板状燃料臨界集合体のセル計算法(中性子バランスの取扱い法と一次元セルモデル化の検討)について研究を実施した。以下に,得られた主要な結果を示す。1)W/G基準解析の制御棒価値解析結果は,炉中心位置でC/Eが約0.9,最外層制御棒位置でC/E約1.0と成った。JUPITERフェイズ1解析と同程度のC/E値径方向依存性が見られた。2)セル計算における中性子バランス取扱い法は,W/Gが採用しているゼロ・バックリング法に比較し,炉心体系の中性子漏洩量を擬似吸収項として取扱う方が,炉内反応率分布解析値を改善し,米国ANLの解析結果とも一致する。今後,ZPPR-13B/4の詳細反応率分布解析を実施し,更に検討・評価することが望まれる。3)一次元セルモデルと三次元セルモデルで作成したセル平均断面積の比較した結果,セル平均断面積にモデル間の差が無かった。今回の検討範囲(中性子束微細構造の観点から),JUPITERW/Gを用いている一次元セルモデルの妥当性が確認された。
本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫; 池田 一三*
no journal, ,
三菱重工(MHI)と三菱FBRシステムズ(MFBR)及び原子力機構(JAEA)は炉心設計手法検討会を組織し、従来の経験を踏まえつつ最新知見を反映した次世代高速炉のための炉心核設計手法を設定した。同炉心核設計手法の機能検証と妥当性確認(Verification & Validation: V&V)の一環として、本研究はMHIが開発したコード群(一部JAEA開発コードを使用)によって炉心核設計システムを構成した場合に、それらが妥当な結果を与えることを参照解の得られるモンテカルロ計算コードとの比較により確認した結果をまとめたものである。MHIの計算コードは、キャラクタリスティクス法を用いた六角集合体格子計算コード「GALAXY-H」、3次元拡散計算コード「TRISTAN」、3次元輸送計算コード「ENSEMBLE-TRIZ」から成り、これに超微細群計算や反応率比保存法による制御棒均質化の機能を持つSLAROM-UF(JAEA開発コード)を加えた構成となっている。検証の結果、炉心核設計システムによる最確評価値とモンテカルロ計算コードによる参照解は概ね良好な一致を示すことを確認した。
本間 悠斗*; 池田 一三*; 大木 繁夫
no journal, ,
大型炉心体系である次世代高速炉を対象として、3次元三角メッシュSn法解析コードENSEMBLE-TRIZによる計算と多群モンテカルロ法によるシミュレーション計算の再現性について比較した。その結果、実効増倍率で0.0002k以内、制御棒価値で0.1%k/kk'以内、ボイド反応度で0.01%k/kk'以内と、精度の良い一致性を有することを確認した。三菱重工業と原子力機構は、次世代高速炉の核設計手法の構築及び不確かさ評価を含めた設計手法の検証を進めており、本発表は設計手法検証の一部として実施した成果を報告するものである。
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 大木 繁夫
no journal, ,
シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインを踏まえ、次世代高速炉核設計手法のV&VおよびUQの基本的考え方を構築した。
池田 一三*; 菅 太郎*; 丸山 修平; 大釜 和也
no journal, ,
75万kWeの次世代ナトリウム冷却高速炉を対象として、3次元のAs-built体系に対する連続エネルギーモンテカルロ法による計算結果を参照解とし、核設計に適用する決定論・最確評価手法のVerificationを実施し、解析モデルに起因する不確かさを定量化した。
