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貝瀬 興一郎*; 長田 博夫*
JNC TJ9400 2003-009, 183 Pages, 2003/03
JNC-TJ9400-2003-009.pdf:6.45MB
サイクル機構では実機解析における予測精度向上や解析システムの精度検証等に資するため、臨界実験データベースの整備を実施している。その一環として英国のZEBRA臨界集合体で実施された高速増殖原型炉もんじゅのモックアップ臨界実験(MOZART実験)について最新の知見を反映して再評価を実施した。 主な成果は以下のとおりである。 (1)中性子スペクトル測定データの整理 これまで未整理であった炉心中心における中性子スペクトルの測定データを分析し、解析に必要なエネルギー構造や体系モデルの条件を明確にした。 (2)原子数密度データの改訂 従来の解析で無視していた不純物を考慮に加えるとともにJNCの標準解析手法を反映して原子数密度データを改訂した。その結果、臨界性についてC/E値の炉心形状への依存性が約0.4%
kから約0.1%kに改善した。 (3)JFS-3-J3.2Rによる解析 70群炉定数JFS-3-J3.2Rを用いて基準計算値及び補正計算値を再評価しJFS-3-J3.2を用いた従来結果からの変化を分析した。 臨界性については従来の結果に比べ0.1%k小さくなった。これはJUPITER臨界実験に対する炉定数の改訂効果と整合している。 制御棒価値についてはB-10濃縮度への依存性が7%から1%に低減し、Naボイド反応度についてはC/E値が約10%改善した。これらについては炉定数の改訂効果以外に解析モデルの変更が寄与している。 補正値に対する炉定数改訂の寄与は無視できることを確認した。
貝瀬 興一郎*; 管 太郎*; 長田 博夫*; 日比 宏基*; 大矢 武明*
PNC TJ1678 96-002, 238 Pages, 1996/02
高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年2月から起動試験を開始し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、性能試験の結果を踏まえた炉心特性を明確化した。また、もんじゅの燃料として使用されるPuは高次化する傾向にあり、プルトニウム単位重量あたりの核分裂性プルトニウム量は少なくなる傾向にあるため、高次化Pu対策に係るPu被曝量を評価した。主な結果は以下のとおりである。(1)出力試験結果を解析評価して、1)出力補償反応度及び2)燃焼欠損反応度の評価モデルを検討し、前者については炉心平均温度を詳細化する必要があることがわかり、後者については出力レベル毎にミクロ断面積を作成する必要があることがわかった。(2)新しい出力レベルの出力補償反応度及び燃焼欠損反応度の再確値評価モデルは評価モデルの検討結果を採用し、かつそれ以前の段階の出力レベルまでのC/E値で補正する方法を選定した。(3)この最確値評価モデルにより40%出力試験の試験データから零出力から定格出力時までの出力補償反応度及び燃焼欠損反応度を推定・評価し、出力補償反応度は-1.31%k/kk′となり、燃焼欠損反応度は-0.0147%k/kk′/EFPDとなった。(4)性能試験で得られた測定データの評価結果を利用して、初装荷炉心の平成7年度中の運転可能な日数を評価した結果、要求されている54全出力換算日(EFPD)に対して、ノミナル値で75%電気出力(77%熱出力)では余裕があるが、100%電気出力では出力補償反応度のため6EFPDだけ不足する結果が得られた。
管 太郎*; 貝瀬 興一郎*
PNC TJ1678 96-001, 179 Pages, 1996/02
高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年2月から起動試験を開始し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。そこで、今後の詳細な運転計画を策定するために、性能試験中での第一回取替燃料の一部を使用した場合の第二サイクルまでの炉心核特性を評価した。また、第三サイクルに装荷する取替燃料についてサーベイを行い、最適なPu富化度を設定して設工認申請用の補足データを整備した。また、第四サイクル以降の炉心についてもその炉心核特性を概略評価した。得られた成果を以下に要約する。(1)実際の運転履歴を考慮して設定した運転計画に基づき、性能試験から第二サイクルまでの炉心核特性を評価し、反応度確保の観点から初装荷炉心での中途燃交及び取替燃料の予備体使用時の炉心の成立性を確認した。(2)第三サイクルの炉心核特性のサーベイにより第二回取替燃料のPu富化度として以下を設定した。内側炉心…16.0fiss Pu wt%外側炉心…21.0fiss Pu wt%また、第三サイクルでの反応度確保のために、燃料交換体数を増加した炉心の成立性を確認した。(4)第四サイクル以降の炉心核特性については、取替燃料のPu富化度を第二回取替燃料と同じとして設計での燃交計画に基づき評価したが、第五サイクルでの取出燃焼度が制限値を超える可能性があり、熱交計画の変更等を検討する必要があることが分かった。(5)第六サイクルで高燃焼度移行炉心とした場合の炉心核特性を評価した結果、特に、第三サイクルで装荷された燃料(第二回取替燃料)の一部が炉内に残っており、その燃焼度が低燃焼度炉心の制限値を超えるため、熱交計画等の検討が必要であることが分かった。
貝瀬 興一郎*; 金城 秀人*; 矢野 真理*; 伊藤 邦博*; 宝珠山 健*
PNC TJ1214 92-007, 105 Pages, 1992/07
FBRの開発推進の為に、高速増殖原型炉もんじゅ(以下、もんじゅとします)の更なる活用と言う観点から、炉心の高性能化を目指す必要がある。このため、「線出力の向上」、「燃焼度の向上」、「照射試験能力の向上」を目標とした炉心特性の詳細評価を行った。1)燃料仕様の検討 出力の低い照射用特殊燃料集合体装荷に伴う炉出力低下を補う為の集合体出力増加(約7.5%)を被覆管許容最高温度の上昇で吸収する考え方を基準として、燃料仕様を検討した。2)炉心核特性の解析・評価(1)1)で設定した燃料仕様に基づき炉出力を維持しつつ、照射用特殊燃料集合体を20体装荷出来る様に炉心高さを1mと高くした炉心仕様のもとで、照射用特殊燃料集合体の本数をパラメータに炉心のサーベイを行い、目標性能(最大線出力480W/cm以下、炉心部取出平均燃焼度10万MWd/t)を達成する炉心を構成した。これをもとに、炉中心に計測線付き集合体(INTA)を1体、照射用特殊燃料集合体を9体を装荷する炉心を選定し一連の炉心特性解析を実施した。(2)制御棒(調整棒、後備炉停止棒)のB/SUP10重量をMK1標準炉心と同一とした場合の選定炉心の制御棒反応度価値解析を高燃焼度平衡炉心初期を対象に行った結果、次のことが明らかになった。(3)高燃焼度平衡炉心末期を対象に、選定炉心の反応度係数(ドップラー係数、密度係数、温度係数、出力係数等)を解析した結果、定格出力時の温度係数及び出力係数は負に保たれており原子炉に固有の安全性を与えていることが確認できた。3)炉心熱特性の解析・評価 高度化炉心の燃料仕様及び炉心出力・燃焼特性評価結果に基づき、炉心熱特性を評価し熱設計上の成立性を検討した。主な結果は以下のとおりである。4)研究開発計画の立案 今回選定した高度化炉心を達成するために必要な研究開発計画を立案し、今後の研究開発計画を明確化した。
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..0.871
0.899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。
白方 敬章; 石川 真; 池上 哲雄; 貝瀬 興一郎*; 白川 正広*; 日比 宏基*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
我が国における大型FBR炉心開発の実績と現状をまとめた。まず、大型FBR炉心開発の当面の具体的目標を5項目に整理した。炉心概念は2領域均質炉心が主流であるが、その改良としていわゆる回字型炉心、中空燃料炉心、中性子照射量平坦化炉心などが提案されている。また、径方向および軸方向非均質炉心が提案されている。JUPITER実験の結果、内部ブランケットが30%もある径方向非均質炉心は出力分布が摂動により敏感に変動するため、運転制御上問題がある。と判断された。一方、軸方向非均質炉心は内部ブランケット割合が少なく、出力平坦化が損なわれないため、制御上の成立性が見込めると判断された。現状の核設計解析法は、反応率、制御棒反応度に対してD/E(計算/実験)に空間依存性が現れ、またブランケット内で著しく過小評価することが分かった。また、この手法による大型炉心設計の核設計精度は、系統誤差がある