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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。
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、2,298
C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。
石川 真; 林 秀行*; 亀井 孝信*; 三田 敏男*; 河北 孝司*
動燃技報, (77), p.92 - 96, 1991/03
大型炉の炉心核設計精度の向上を図るため,JUPITER臨界実験解析結果に基づいて設計用の炉定数を修正する手法の研究を行っている。本報告では,炉定数調整法の原理を紹介し,炉心核設計手法として従来採用されてきたバイアス補正法との比較を行うとともに,炉定数調整による大型炉核設計手法の高度化研究の現状について述べる。
白方 敬章; 中島 文明; 三田 敏男*; 早瀬 保*; 川島 正俊*; 河北 孝司*; 貝瀬 興一郎*
PNC TN2410 88-004, 359 Pages, 1988/03
昨年度1月より実験が開始されたJUPITER-III計画は、予定通り1年間の実験期間を終了した。昨年度は実験計画の検討、関連データの整理等を行なったが、本年度はこれに引き続き、実験データの解析を主とした研究作業を実施し、以下のような成果を得た。(1)ZPPR-18の実験予備解析を行ない、実験内容の検討を行なった。この結果、ZPPR-18の実験立案にその成果を反映することができた。(2)ZPPR-17A、17B、17Cの臨界性評価を行なった。ZPPR-17AのC/E値は、1.0003となり、均質炉心ZPPR-9のC/E値0.9995とほぼ一致した。(3)ZPPR-17A、17Bのベータeff評価を行なった。当ワーキング・グループのベータeffはANLよりも3%高目の値となり、JUPITER-I、IIと同様の系統性を示した。(4)ZPPR-17A、17Bの制御棒解析を行なった。ZPPR-17Aの中心制御棒解析の結果、CRPに対する制御棒ワースのC/E値は、プレートタイプ制御棒..0.8710.899ピンタイプ制御棒..0.8830.890となった。また、JUPITER-I、IIの場合と同様、炉心周辺部で計算値が過大評価するC/E値の径方向依存性が見られた。(5)ZPPR-17Aの広領域ボイド実験およびナトリウムボイド・ドロワーオシレーター実験について実験データの整理・調査を行なった。(6)ZPPR-12の臨界性評価を行なった。C/E値は、プレート燃料体系で1.0200であった。一方、中心ピンゾーン体系では、1.0180、周辺ピンゾーン体系では、1.0193となり、ピンプレート体系のC/E値は(0.2+-0.1)%の違いで一致した。その他、Naボイド、反応率分布についても同様にピン-プレート体系におけるC/E値の比較を行った。(7)ZPPR-17Aの実験データをサンプルとして、実験データのデータベース化の検討を行なった。(8)ZPPR-17Aにおけるマルチドロワー効果を評価した。臨界性に対するマルチドロワー補正は、+0.17%デルタk/kになった。
森木 保幸*; 河北 孝司*; 池上 哲雄*
PNC TN9410 87-039, 94 Pages, 1987/03
高速実験炉・照射用炉心の性能試験炉心において、等温反応度係数の測定及び解析を行った。この性能試験炉心は、炉心燃料集合体64体、B型特殊燃料集合体2体及び燃料材料照射用反射体1体の照射用炉心における標準的な炉心構成であり、出力上昇前の未燃焼炉心(燃焼度OMWd/t)である。また、炉心構成が性能試験炉心と異なるが、炉心平均燃焼度としてほぼ平衡に達した炉心についても測定を行った。以下に、測定結果及び解析結果について示す。性能試験炉心における測定結果としては、降温時においては-4.1210-3%k/k/
、昇温時においては-3.9610-3%k/k/が得られた。上記測定結果において、炉心温度変化による炉心内の制御棒の相対位置を考慮すると、昇温時の測定値の方が信頼性が高いと思われる。設計と同じ手法に基づいた性能試験炉心の解析結果としては-3.8810-3%k/k/が得られた。この解析値は、測定値と非常に良く一致しており、設計手法の妥当性が確認された。炉心構成が性能試験炉心と異なるが、炉心平均燃焼度が約18,000MWd/t(定格第3サイクル)及び約23,000MWd/t(特殊サイクル第12'サイクル)の炉心における測定結果としては約-4.310-3%k/k/及び約-4.010-3%k/k/Cが得られた。及び4)から、燃料の燃焼及び炉心構成の違いによる効果は、10%程度であることがわかった。
笹本 宣雄; 山路 昭雄*; 植木 紘太郎*; 梅田 健太郎*; 大谷 暢夫*; 川合 将義*; 河北 孝司*; 金野 正晴*; 鈴置 善郎*; 関根 啓二*; et al.
JAERI-M 83-225, 99 Pages, 1984/01
1983年5月、東京において開催された第6回放射線遮蔽国際会議で発表された論文の検討、分析を行った。対象とした論文は、会議中にプレプリントが入手できた131篇である。本報告書は、検討、分析の結果の要旨を論文毎にまとめたものであり、論文の独創性、特徴、結論とその遮蔽設計への適用性等に言及した。さらに、セッション毎のまとめも併せて記述した。
大谷 暢夫; 河北 孝司
日本原子力学会誌, 25(7), p.520 - 528, 1983/00
被引用回数：2 パーセンタイル：35.16(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」では昭和52年(1977)4月の臨界以後、遮蔽性能確認の為の種々の遮蔽測定が行われた。これと平行して大規模な炉体まわりの遮蔽解析が実施されね実測値と計算値との比較を通じて高速炉遮蔽設計精度の把握に役立ってきた。本稿では、(1)「常陽」での遮蔽特性測定、(2)解析手法、解析モデル、各種ストリーミング解析、(3)計算値と実測値との比較、(4)得られた知見、等について解説する。
石川 真; 三田 敏男; 亀井 孝信*; 河北 孝司*
Mathematical Method and Super Computing in Nuclear Applications(SNA'93), ,
炉定数調整法を採用することにより大型FBR炉心の核設計手法および予測精度を改良することを目的として,3年間にわたって実施した動燃・原電の共同研究の成果を報告する。調整手法はベイズの条件付確率推定法を基礎とし,大型高速炉炉心で重要な40核反応を対象にし,またその共分散ファイルを新たに評価した。積分実験デ-タとしては,JUPITER臨界実験から計82個の最新C/E値セットおよびそれらの相関係数を調整した。炉定数調整により作成した修正炉定数を,国際ベンチマ-ク体系に適用してその妥当性を検証するとともに,60万kWe実証炉炉心に適用して,従来の設計手法であるE/Cバイアス補正法に比べ核設計精度が飛躍的に向上することを確認した。
武田 伸荘; 瀧田 昭久; 大内 新一; 河北 孝司*
Topical Mtg.on Reactor Physics and Shielding, ,
高速実験炉「常陽」での炉外中性子線量及び中性子スペクトル測定は放射線防護及び放射線遮蔽の観点から重要な意味を持つ。今回、Mark-II炉心で出力50MW及び100MW運転時に炉上部ピット室、ピット室入り口ドア及び放射線モニター周辺等で測定した。使用した中性子検出器は線量計としてレムカウンターをスペクトロメーターとして、多組減速材型検出器を用いた。その結果、各測定点での中性子線量及びスペクトルが得られ、炉上部ピット室での平均中性子エネルギーは100KVe、中性子スペクトルは核分裂成分、少数回非弾性散乱成分、弾性散乱成分の三つの成分より形成されていることが明らかになった。また、計算結果との対比も明らかになった。更に、中性子線量はレムカウンタから得た値とスペクトルから算出した値が0.97程度で一致した。これらについて報告する。
