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報告書

小型軽量化を極限まで追求した超安全・超小型原子炉の研究,原子力基礎研究 H11-002(委託研究)

神戸 満*; 角田 弘和*; 三島 嘉一郎*; 川崎 亮*; 岩村 公道

JAERI-Tech 2003-016, 68 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-016.pdf:4.37MB

本研究は、月面用の超安全・超小型原子炉RAPID-L(ウラン窒化物燃料リチウム冷却高速炉:電気出力200kW)に関するものである。原子炉はリチウム冷却の高速炉で、熱電変換システムにより発電し、廃熱はラジエーターパネルからの放射によって逃がす。RAPID-Lでは10年間連続運転が可能なウラン窒化物燃料の炉心を採用している。さらにRAPID燃料交換方式を採用する。これはカートリッジ式の一体型炉心を使う方式で、月面上でも迅速容易な燃料交換を可能にしている。したがって燃料交換後さらに10年間の運転が可能になる。本原子炉では従来型の制御棒を削除し、液体ポイズンのリチウム-6を使用する反応度制御装置(Lithium Expansion Module: LEM),原子炉停止装置(Lithium Injection Module: LIM)及び原子炉起動装置(Lithium Release Module: LRM)を採用し、無人での完全自動運転を可能とした。原子炉は総重量7.6tonで、通常のロケットにより1回で打ち上げが可能な寸法及び重量である。原子炉構造は直径2m,高さ6.5mである。信頼性向上のため可動機器を削除する方針で、エネルギー変換方式としては筆者らが開発中の高性能熱電変換システムを採用する。

報告書

BN及びBFS炉心解析システムの整備(2)

船曳 淳*; 角田 弘和*

JNC TJ9410 2002-001, 96 Pages, 2002/03

JNC-TJ9410-2002-001.pdf:2.94MB

BN及びBFS炉心体系を正確にモデル化することのできる3次元Hex-Z体系用解析コードの汎用性を向上させ、高精度な核特性解析を実現するために以下の整備を行った。 NSHEX用3次元Hex-Z体系用輸送摂動計算コードのノード内中性子束再構築法を改良した。併せて、ノード内中性子束再構築法を用いて得られる中性子束分布を基に、ピーキング係数、最大線出力等の設計パラメータを計算するための機能を3次元Hex-Z体系用輸送ノード法計算コードNSHEX-BURNに追加した。 3次元Hex-Z体系用有限差分法輸送計算コードMINIHEXを実用レベルに改良するため、キャッシュチューニング等のプログラム構造の改良、加速法の適用、並列計算版の整備を実施した。プログラム構造の改良及び中性子束外挿法の適用によって約3.8倍の速度向上を得た。 さらに並列化を実施することにより共有メモリ型並列計算機GP7000上で約5.3倍(9PE使用)、EWSクラスタ上で1.5倍(4PE使用)の速度向上が得られた。また、並列計算機を整備したことにより、MINIHEXとのインターフェイス機能を追加整備した。 これにより、MINIHEXで計算した中性子束を用いた反応率計算が可能となった。MINIHEX用の3次元輸送摂動計算コードSNPERT-HEXZをベースにMINIHEX用3次元摂動計算コードを整備した。これにより、MINIHEXで計算した中性子束及び固有値を用いた摂動計算が可能となった。

論文

完全自動運転の超安全高速炉RAPID; 月面および地上用分散電源への適用

神戸 満*; 角田 弘和*; 三島 嘉一郎*; 川崎 亮*; 岩村 公道

原子力eye, 48(1), p.23 - 28, 2002/01

将来の電力需要に柔軟に対処する観点で、分散電源用小型炉への期待は次第に高まっている。これは先進国での需要地近接の電源としてだけでなく、開発途上国においても今後重要となる。一方、ヒューマンエラーを排除でき、いかなる故意または過失に対しても安全な超安全炉への期待も大きい。こうしたなかで完全自動運転の可能な世界初の超安全高速炉概念RAPID-Lの成立性の見通しが得られた。本研究は原子力基礎研究推進制度の一環として電中研が原研から受託して1999年より3年計画で実施中である。電気出力200 kWで月面での使用を想定したリチウム冷却高速炉だが、地上用の超小型原子炉にも適用可能なもので、将来の原子力発電の新しい選択肢の一つとなる可能性を持っている。一方、電中研では地上用の分散電源用高速炉として各種の高速炉(RAPIDシリーズ)についても検討を行ってきた。本稿ではこれらの超安全高速炉につき、RAPID-Lを中心に紹介する。

論文

RAPID-L highly automated fast reactor concept without any control rods, 2; Critical experiment of lithium-6 used in LEM and LIM

角田 弘和*; 佐藤 理*; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 飯島 進; 神戸 満*

Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00

月面用高速炉RAPID-Lでは完全自動制御を達成するために、革新的な反応度制御システムLEM,LIM及びLRMを装荷する。これらのシステムでは、Li-6を液体吸収材として用いる。このLi-6は、高速炉ではこれまで吸収材として用いられたことがない。そこで、原研の高速炉臨界集合体(FCA)を用いてLi-6の反応度特性を調べた。実験では、濃縮ウランとステンレス鋼を用いてRAPID-Lの中性子スペクトルを模擬した炉心をFCAに構築し、95%濃縮Li試料を用いてLi-6の軸方向反応度価値分布を測定した。測定結果を、RAPID-L設計手法による計算結果と比較したところ、両者は良い一致を示した。この結果から、炉心設計手法に対するバイアス因子を求め、RAPID-Lに装荷するLEM及びLIMの本数を決定した。

報告書

BN及びBFS炉心解析システムの整備

船曳 淳*; 角田 弘和*

JNC TJ9400 2001-008, 256 Pages, 2001/03

JNC-TJ9400-2001-008.pdf:6.54MB

BN及びBFS炉心体系を正確にモデル化することのできる3次元Hex-Z体系用解析コードの汎用性を向上させ、高精度な核特性解析を実現するために以下のコード整備を行った。NSHEXコードを中性子束ソルバーとする3次元輸送燃焼計算コードNSHEX-BURNを整備した。本コードは、計算体系が全炉心形状に限定されるものの、拡散燃焼計算コードMOSESと同等な燃料管理、燃焼計算機能を備えている。試計算の結果から、出力分布等の空間分布諸量については、輸送効果により拡散燃焼計算コードの結果と僅かな差がみられたが、燃焼に伴う実効増倍率の変化はほぼ一致した。NSHEXコードで計算した角度束、随伴角度束を用いる3次元輸送摂動計算コードを整備した。試計算の結果から、角度束の内積計算において適用した三次元中性子束再構築法の精度が角度積内積値を介して反応度変化の精度を支配することがわかった。NSHEXコードの加速法を検討し、高次モーメントまでを考慮した中性子束外挿法を外部反復加速に適用する方法が最も有効であることがわかった。この加速法を適用した場合、最大で約1/3の計算時間で収束解が得られた。反応率解析コードLAGOONに、集合体径方向6角断面内の中性子束分布から任意の位置における中性子束を内挿する機能を付加した。これにより、LAGOONコードの計算可能な体系は、XYZ、XY、RZ体系に加えて、3次元HexZおよびTriZ-体系が追加され、解析適用範囲が拡がった。二次元輸送摂動計算コードSNPERTを拡張し、ミクロ断面積を使用した摂動計算が可能となった。機能面では反応度マップおよび核種毎の密度計算、遅発中性子割合や中性子生成時間の計算機能を追加した。

報告書

インターネット上における地層処分に係るフォーラムの運営と情報提供方法の分析

滝沢 真之*; 伊藤 俊和*; 薮田 尚宏*; 義澤 宣明*; 角田 弘和*

JNC TJ1440 2001-002, 184 Pages, 2000/03

JNC-TJ1440-2001-002.pdf:10.79MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)では、広く国民から高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に対する理解を得るための情報普及活動を実施しているが、現状では地層処分及びその技術に関する情報については、まだ広く認知されていない。したがって、広く国民の間で自らの問題として地層処分又はその技術に関して議論できる機会を提供することは、当該情報の認知および周知策の一つとして有効であると考えられる。そこで、近年、企業・家庭においてインターネット利用人口が増大している背景を踏まえ、双方向性、即応性及び公開性の特長を有するインターネットを利用し、誰とでも自由に参加できる議論の場(以下、インターネットフォーラム)を提供することとした。インターネットフォーラムは、できるだけ客観的かつ偏りのない意見交換の場を提供することを目的に、サイトはサイクル機構が管理しているサーバーとは別に設置することで平成11年度から実施しており、ここでは平成11年度との運営状況も比較・参照しつつ、インターネット上における地層処分に係るフォーラムの運営と情報提供方法の分析を行った。

報告書

MOSESコードの改良・整備(2)

角田 弘和*; 藪田 尚宏*; 畠山 弘美*

JNC TJ8400 99-067, 235 Pages, 1999/03

JNC-TJ8400-99-067.pdf:8.21MB

MOSEコードの詳細メッシュ計算中性子束ソルバーおよび燃焼計算部の改良・整備を行った。詳細メッシュ計算における計算時間の短縮化を図るために、DIF3Dコードの中性子束ソルバー(TriZ,HexZ-Nodal)を新中性子ソルバーとしてMOSEコードに導入した。新中性子束ソルバーの導入の妥当性を確認するために、新旧ソルバーによるTriZメッシュ計算を行った。両者の結果を比較して差がないことから、新中性子束ソルバーが正しく機能することを確認した。計算時間に関しては、新ソルバーによるTriZメッシュ計算は、旧ソルバーによる計算時間に比べると「もんじゅ」全炉心体系でひと桁以上の高速化を達成できた。これは、新ソルバーによるTriZ計算は粗メッシュ計算の高々4倍程度の計算時間で結果を得ることができることに対応する。高燃焼度燃料の高次TRUの生成量等を精度良く予測するために、(n,2n)反応を燃焼計算で扱えるように改訂した。ただし、(n,2n)反応を扱う場合にはMOSE形式の断面積ファイルが必須となり。さらに、コードのメンテナンスを容易にするために、機能別にソースプログラムをサブディレクトリに格納すると共に、I/Oファイルを統合・整理した。

報告書

3次元拡散計算コード「MOSES」の詳細メッシュ(Tri-Z)計算機能の整備

角田 弘和*; 薮田 尚宏*; 畠山 弘美*

PNC TJ8222 97-002, 102 Pages, 1997/03

PNC-TJ8222-97-002.pdf:2.55MB

MOSESコードの詳細計算機能(TriZ)をUNIX計算機上で動かせるように整備した。併せて、これまでのソースプログラムを見直していくかの不具合を解消した。3次元詳細メッシュ(TriZ)ソルパーのメモリおよび外部ファイル制御部は、もともと大型計算機ハードウェア環境を前提としてプログラミングされているため、そのままではUNIX計算機で動作しなかった。そこで、DOPC、REED/RITEのようなI/O制御部をUNIX用に書き換えて計算が可能となるように整備した。また、これまでのプリント出力形式を改訂した。この書き換えたMOSESコードはSUNワークステーション以外の計算機環境でも計算が可能である。また、システム依存のタイマー日付等の設定ルーチンについては、主要な計算機に合わせて変更できるように情報をまとめた。典型的な大型炉を対象とした燃焼計算問題を取り上げて検証解析を行った。1/3体系の問題に対しては、粗メッシュ、修正粗メッシュおよび詳細メッシュ解法の3種の結果を比較し、概ね一致する結果が得られた。これにより、詳細メッシュ計算部が正しく機能していることを確認した。また、今後の利用に際しての参考のため、詳細メッシュ計算部は設定メモリ長に依存して計算時間が変動する例を示した。

報告書

集合体内出力分布計算システムの整備

角田 弘和*; 薮田 尚宏*; 畠山 弘美*

PNC TJ8222 97-001, 103 Pages, 1997/03

PNC-TJ8222-97-001.pdf:3.29MB

高線出力化・高燃焼度化を図った高度化炉心では、燃料寿命評価・熱設計(流量配分)の観点からピーキング係数等の出力特性や燃焼履歴を精度良く評価することが必要である。そのために、MOSESコードの後プログラムとして着目集合体内のピン出力分布の計算機能をMOSESを用いて解析システムに追加した。まず着目集合体および周辺集合体の中性子束と発熱断面積より着目集合体内のピン出力分布を計算する方法を検討した。集合体内6点およびその周辺の中性子束を含めて3次多項式に当てはめることにより、簡易法としては許容できる精度で集合体当たり96メッシュの基準解を再現できることを確認した。本手法を用いて着目集合体内の出力分布および最大線出力を計算する簡易出力分布評価プログラムを作成し、併せて本プログラムを実行するに必要な情報を取り出せるようにMOSESコードを整備した。改修したMOSESおよび簡易出力分布評価プログラムの機能を確認するためにテスト計算を行った。その結果、MOSES内の計算結果と本プログラムの結果とは概してよく一致した。ただし、遮蔽体に隣接する集合体のように、集合体内中性子束の勾配が大きい位置では、本プログラムの方が高めのFxyを計算することを確認した。

報告書

ニアフィ-ルド水理/核種移行解析における数値解の安全性に関する研究(III)[概要版]

伊藤 武彦*; 篠崎 剛史*; 角田 弘和*; 長嶋 利夫*; 義澤 宜明*

PNC TJ1222 97-010, 47 Pages, 1997/03

PNC-TJ1222-97-010.pdf:1.22MB

ニアフィールド水理/核種移行解析には緩衝材中および緩衝材の周辺母岩中での水理/核種移行プロセスを組み合わせたモデルが用いられ、コードの開発にあたり様々な数値解析/離散化手法が使用される。従って、性質を十分に把握したうえで解析コードを用いることは、解析結果もしくは評価の信頼性の観点から重要である。本研究ではモデル/コード適用範囲と数値解等の安定性について評価体系を確立する。昨年度に引き続き「TAGSAC」について、さまざまな不飽和特性を有する土壌を対象としたベンチマーク・テストを実施し、効率的に高精度な解を得るための空間分割を決定した。また断層を含む場合についてベンチマーク・テストを実施し、不飽和特性と解の収束性を検討した。さらに時間ステップ自動設定機能や三角柱要素の追加、要素ごとの三次元不均質透水係数場のとりこみなど、コードの改良あるいは部分的に新しい機能を付加する作業を実施し、「TAGSAC」利用性の向上を図った。一次元亀裂+マトリクス系核種移行解析コード「CRYSTAL」について、適応限界を把握するためにベンチマークを実施した。「CRYSTAL」はLaplace変換による解析解を利用したコードであり効率的なコードである。しかし、その解法ゆえに適応範囲を把握することは困難であった。今回のベンチマークでは、解析の精度を数値的に表す指標を導入し、その有用性を確かめた。

報告書

ニアフィールド核種移行解析における数値解の安定性に関する研究, II (要約版)

伊藤 武彦*; 篠崎 剛史*; 角田 弘和*

PNC TJ1222 96-003, 82 Pages, 1996/03

PNC-TJ1222-96-003.pdf:2.63MB

ニアフィールド水理/核種移行解析には緩衝材中および緩衝材の周辺母岩中での水理/核種移行プロセスを組み合わせたモデルが用いられ、コードの開発にあたり様々な数値解析/離散化手法が使用される。従って、性質を十分に把握したうえで解析コードを用いることは、解析結果もしくは評価の信頼性の観点から重要である。本研究ではモデル/コード適用範囲と数値解等の安定性について評価体系を確立する。昨年度に引続き「Release」および「Meshnote」について複数パラメータ/複数崩壊系列を考慮した、より複雑なケースに関するベンチマーク・テストを実施した。さらに「Meshnote」固有の問題(Reservoir、MixingCellの体積、自動時間増分機能)についても検討を実施した。より複雑なケースに関しても、両コードとも、昨年度結果が適用可能であることが示された。三次元飽和/不飽和浸透流解析コード「TAGSAC」に関して内容調査および性能解析を行い、その適用範囲と安全性について検討を実施した。また実際にコードが使用されている問題を対象として、空間および時間分割の最適な組み合わせを決定する指針を作成した。

論文

大型高速炉遮蔽解析手法の開発-JASPER(日米共同高速炉遮蔽ベンチマーク実験)実験解析の成果

庄野 彰; 角田 弘和*; 竹村 守雄*; 半田 博之*

日本原子力学会誌, 38(9), p.58 - 63, 1996/00

大型高速炉の遮蔽設計に有用な実験データの取得及び遮蔽解析精度の向上を目的に動力炉・核燃料開発事業団と米国エネルギー省(DOE)の共同研究として一連の遮蔽実験とその解析を実施した(略称JASPER)。本報告は、JASPER実験の概要と実験解析によって得られた成果をまとめたものである。JASPERの実施により、従来評価用データが乏しかったB4Cを初めとする高速炉遮蔽評価上重要な材料に関する遮蔽評価精度が明確になった。また、核分裂性物質内包体系の遮蔽特性、Na放射化量特性に関する評価精度も確認された。実験解析を実施する過程で、高速炉遮蔽解析手法に関する様々な知見が蓄積された。これらの結果、将来高速炉の遮蔽設計合理化に資するデータを整備できた。

論文

JASPER Experiments and Analyses of IHX Sodium Activation and Gap Streaming Mockups

庄野 彰; 角田 弘和*; 竹村 守雄*; 半田 博之*

Proceedings of 1996 Radiation Protection and Shielding Division Topical Meeting, 0 Pages, 1996/00

本件は、米国エネルギー省(DOE)と動燃の共同研究として実施した日米共同高速炉遮蔽ベンチマーク実験(略称JASPER)の実験解析結果のうち、前回の会議以降に解析を実施したIHX実験及びギャップストリーミング実験に関する報告を行うものである。IHX実験の解析では、モンテカルロ計算コードMORSE等を使用した解析により、高速炉の中間熱交換器内部を流れる2次冷却材ナトリウムの放射化特性に及ぼすIHX局所遮蔽形状の影響評価に有用な情報が得られた。また、中性子ビーム中心軸に対して非対称に遮蔽体を配置した体系の解析により、3次元輸送計算コードTORTの性能を検証した。ギャップストリーミング実験の解析により、高速炉の原子炉容器上部に設置される機器等の周囲に存在し得る円環状間げきにおける中性子ストリーミング特性評価に有用な情報が得られた。

報告書

JASPER実験解析の総合評価

庄野 彰; 角田 弘和; 竹村 守雄; 半田 博之

PNC TN9410 95-171, 280 Pages, 1995/06

PNC-TN9410-95-171.pdf:12.63MB

日米共同高速炉遮蔽ベンチマーク実験(略称JASPER)の実験解析によって得られた成果のエッセンスをまとめた。9年間にわたって蓄積された成果を、(1)バルク遮蔽特性データ(2)遮蔽体形状に依存する遮蔽特性データ(3)遮蔽用核定数に関する検討結果(4)解析手法に関する検討結果の4つの観点から総合的に評価し、JASPERの成果の要点として下記の結論を得た。高速炉の遮蔽研究で重要なB$$_{4}$$C、黒鉛、ステンレス鋼、ナトリウム等で構成される 種々の形状の遮蔽体に関するバルク遮蔽特性、ストリーミング特性及びそれらに関 する解析精度の評価に有用,情報を多数取得した。遮蔽用核定数が実験解析結果に及ぼす影響を評価し、これに基づいてJSDJ2を標準 的に使用する核定数として選定できた。2次元輸送計算コードを標準的に使用する高速炉遮蔽解析手法が整備された。メッシュ分割法等の各種計算バラメータの適切な設定方法に関する知見、3次元輸 送計算コード及びモンテカルロ計算コードの特長に関する検証データ、解析手法の 改良による解析精度改善等の成果が多数蓄積された。本書のもうひとつの目的は、実験解析成果を把握・活用する際に有用な情報をわかりやすい形で示すことにおいた。そのため、JASPERの実施経緯、実験概要等、関連文献・外部発表等に関する情報を分類して示した。また、本評価作業の対象とした全21項目の実験解析成果を項目毎に一覧表にして整理した。これらはいずれも貴重なデータベースとして活用し得る情報である。

報告書

ニアフィールド核種移行解析における数値解の安定性に関する研究(概要)

伊藤 武彦*; 中島 研吾*; 角田 弘和*

PNC TJ1222 95-003, 23 Pages, 1995/02

PNC-TJ1222-95-003.pdf:0.45MB

ニアフィールドの核種移行解析においては緩衝材中及び緩衝材周辺の岩盤中の核種移行プロセスを組み合わせたモデルが使用され、コードの開発にあたっては様々な数値解析/離散化手法が使用される。従って、これらの性質を充分に把握したうえで解析コードを使用することは解析結果の評価の信頼性の観点から非常に重要である。しかしながら、これまで核種移行解析に使用されてきた解析モデル/コードの適用範囲、安定性については充分な検討が加えられていないのが現状であった。本研究では、ニアフィールドの核種移行解析コードReleaseとMeshnoteについて、解析条件を決定する様々な物性値をパラメータとして変化させることによって、解の精度および安定性に及ぼす影響について評価した。Releaseコードについては安定した解を得ることのできるタイムステップの上限を、分割数、拡散係数、分配係数から求める式を導出し、より複雑な崩壊系列に対してもこの式が有用であることを確認した。また、分割数の影響による解の精度についても検討を加え、分割数の違いによる解の精度差は解析条件によらずほぼ一定であるとの結果を得た。Meshnoteコードについても、分割数の影響による解の精度について検討を加えたが、分割数の違いによる解の精度差は解析条件によらずほぼ一定であるとの結果を得た。本解析により、ニアフィールド核種移行コードRelease、Meshnoteを使用するに当たっての適切な「分割数」「タイムステップ」を与える指針を得ることが可能になった。

報告書

3次元拡散計算コード「MOSES」の開発(III)

角田 弘和*; 前田 章雄*

PNC TJ9222 92-003, 45 Pages, 1992/03

PNC-TJ9222-92-003.pdf:2.37MB

最近の計算機性能の向上により、従来の計算機資源では実行不可能であった炉心内全集合体そのまま取り扱うような3次元詳細メッシュ(Tri-Z モデル)計算が可能になってきた。そこで、3次元修正粗メッシュ解法を特徴とする設計解析コードMOSESに詳細メッシュ計算機能を追加した。まず、既存の計算コードを対象に詳細メッシュ中性子束計算機能を調査した。その結果に基づき、公開であり、しかもMOSESコードが取り扱える計算体系との整合性を考慮してVENTUREコードの核計算モジュールを選び、これに改修を加えて組み込むこととした。MOSESコードに組み込んだ詳細メッシュ計算機能の健全性は、CITATIONコードとの比較計算やMOSESコードの修正粗メッシュ燃焼計算との比較により確認した。改修したMOSESコードは次のような特徴がある。1・従来の粗メッシュ(Hex-Z)や修正粗メッシュ(Hex-Z)解法のほか、詳細メッシュ(Tri-Z) 解法による計算がひとつの入力データで選択できる。2・CITATIONコードでは詳細メッシュ計算の取扱可能な体系に制約があるが、従来からMOSESコードで取り扱うことができる1/6、1/3、1/2、1/1の計算体系どれも扱うことができる。3・入力オプション1つで軸方向倍メッシュ計算が可能であることなど、従来使われてきたCITATIONコードに比べて入力指定が容易でる。

報告書

燃料装荷時の検出器応答計算

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*; 角田 弘和*

PNC TJ2222 92-002, 131 Pages, 1992/03

PNC-TJ2222-92-002.pdf:4.91MB

「もんじゅ」燃料初装荷時の中性子検出器応答を評価するために、2次元輸送計算法により、燃料装荷の各ステップ毎の炉内NISおよび炉外NIS検出器応答を計算する。計算された検出器毎の中性子応答を逆増倍係数により整理し、臨界近接時の検出器応答を予測した。DORTコードおよびJSD-J2中性子断面積ライブラリーを用いて、以下の4ケースの燃料装荷ステップについて、炉内NISおよび炉外NISの検出器応答を計算した。ケース1 第1ステップ終了時(内側炉心84体)ケース2 第2ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心16体)ケース3 第4ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心52体)ケース4 第9ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心62体)Cf-252外部中性子源、自発核分裂中性子源、およびO(アルファ,n)反応中性子源から成る固定中性子源と、核分裂中性子源とからの検出器応答をそれぞれ計算した。固定中性子源に近い側に設置された炉外NIS検出器では、燃料装荷数が少ない場合に固定中性子源からの寄与が大きく、臨界近接時に急激に核分裂中性子源からの寄与が大きくなるために、臨界近接時の逆増倍係数が装荷燃料体数に対して急激に変化する場合が見られた。

報告書

修正中性子源増倍法の適用性検討

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*; 角田 弘和*

PNC TJ2222 92-001, 145 Pages, 1992/03

PNC-TJ2222-92-001.pdf:4.74MB

「もんじゅ」炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定に際し、その測定精度を向上させるため、反応度価値測定試験への修正中性子源増倍法の適用を検討することを目的として、2次元輸送計算法により炉内・炉外中性子検出器の実効線源比、検出効率比および応答比を求めた。DORTコードおよびJSD-J2中性子断面積ライブラリーを用いて、炉内NISおよび炉外NISの検出器応答、検出器効率、および実効線源強度を様々な制御棒挿入パターンについて計算した。従来の中性子源増倍法による反応度測定に較べて、修正中性子源増倍法を用いることにより、制御棒の挿入位置と検出器の位置の関係により反応度測定値が受ける影響を非常に小さくできることが判った。今後、修正中性子源増倍法での深い未臨界系での予測精度を向上するために、固定中性子源を含む増倍系での中性子輸送問題を効率的に解く方法を検討する必要がある。

報告書

可搬型炉小型炉心の検討

大谷 暢夫*; 神戸 満*; 角田 弘和*; 羽賀 一男*

PNC TN9410 89-145, 98 Pages, 1989/10

PNC-TN9410-89-145.pdf:3.44MB

可搬型炉の一応用である宇宙用のものにつき、その小型炉心の核特性に係わる検討を行った。本炉心は、窒化物燃料を用いた高速炉で、冷却材としてリチウムを採用する。まず、簡単な球モデルの1次元計算によって、典型的なウラン炉心およびプルトニウム炉心の核特性を検討した。炉心サイズを等しく取った組成での計算結果の比較から、つぎのことが明らかになった。(1)炉心寿命の観点からは、ウラン炉心の方がプルトニウム炉心よりも同一燃焼期間(10年)での反応度欠損が小さく、優れている。(2)プルトニウム炉心の反応度欠損が大きい理由は、Pu-241の$$beta$$崩壊による現象によるものである。したがって、プルトニウムを燃料とする炉心は、比較的大きな燃焼度反応度欠損をカバーし得る炉心構成をとる必要がある。(3)炉心寿命を延ばす方法としては、炉心と反射体との間に熱中性子吸収体を設置することが、ある程度有効である。つぎに、設定された濃縮ウランを燃料とする炉心設計案を基とし、反応度調整のための炉心構成及び炉心組成、さらに炉心サイズの変更等を行い、この解析範囲で適当な炉心を提示した。基本的な核特性量としては、クリーン炉心の臨界性、燃焼反応度欠損量、水没時の未臨界性確保、炉停止マージン等を取り上げた。その結果、水没時の未臨界性確保と炉停止マージンについては、当初設定した目標値に到達したかったものの、ある程度の安全余裕が確保できる見通しが得られた。以上の解析では3次元モンテカルロコードを一部使用したが、この過程でより形状模擬性の優れた計算コードが必要なことが明らかとなった。

報告書

Neutron cross section data in multigroup constant library MGCL for criticality safety analysis

小室 雄一; 角田 弘和*; 桜井 淳*

JAERI-M 87-092, 115 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-092.pdf:1.36MB

日本原子力研究所では臨界安全性評価コードシステムJACSの開発を行ってきた。本報告書は、137群、300K MGCLの無限希釈断面積のグラフ集である。このライブラリーには超ウラン核種やFP核種も含まれているので、燃焼燃料の反応度変化を掴むのに役立つであろう。また、各核種の特性を知るための助けとなるであろう。

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