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前田 茂貴; 関根 隆; 北野 彰洋; 長崎 英明*
JNC TN9400 2005-022, 31 Pages, 2005/03
JNC-TN9400-2005-022.pdf:2.41MB
高速実験炉「常陽」MK-Ⅲ炉心は、平成15年7月2日に初臨界を達成した後、段階的に出力を上昇させながら、炉心及びプラントの特性を把握する性能試験を実施した。この性能試験において、臨界試験(NT-312)、過剰反応度測定(NT-313)、燃焼係数測定(NT-335)を実施した結果を報告する。臨界試験(NT-312)では、14時03分に全制御棒を下端から412.8mm(フルストローク650mm)まで引き抜いた状態で初臨界を達成した。また、遮へい集合体の装荷等で核計装の応答が低下していることから、制御棒引抜量と起動系核計装の計数率との関係を求め、MK-Ⅲ性能試験期間中の臨界到達を判断する計数率を2
10
cpsと決定した。過剰反応度測定(NT-313)では、臨界到達時の制御棒位置及び制御棒校正試験で得られた制御棒価値から過剰反応度を測定した。初臨界における250
での過剰反応度は2.99
0.09%
k/kk'であった。「常陽」MK-Ⅲ炉心管理コードシステムによる250における過剰反応度解析値は3.13%k/kk' 0.16%k/kk'であり、実測値とほぼ一致することを確認した。また、250における過剰反応度から100での過剰反応度を算出すると3.57%k/kk'となり、核的制限値(4.5%k/kk'以下)を満足していることを確認した。燃焼係数測定(NT-335)は、定格出力連続運転期間中に実施した出力調整時の制御棒操作量から燃焼に伴う過剰反応度の変化を測定し、これと積算熱出力から求めた。燃焼係数の測定結果は-2.1210
%k/kk'/MWdであり、MK-Ⅲ炉心管理コードシステムHESTIAによる解析値:-2.1210%k/kk'/MWdとよく一致する結果となった。以上より、MK-Ⅲ炉心が所期の性能を満たすことを確認し、MK-Ⅲ炉心管理コードが十分な精度を有することを確認できた。
大川内 靖; 前田 茂貴; 長崎 英明*; 関根 隆
JNC TN9400 2003-029, 96 Pages, 2003/04
サイクル機構では、「常陽」照射用炉心(MK-II炉心)の運転を通じて蓄積した炉心・燃料管理に関する諸データをまとめ、炉心特性データベースとして1998年に公開し、このデータベースは高速炉の炉心設計や照射後試験解析等に使用されてきた。その後、多くのユーザーから、新しい核データライブラリーの適用、炉心核特性・パラメータの追加等、本データベースの更なる充実を求める要望やコメントが寄せられた。これらの要望に応えるため、データベースの改訂を2001年に行った。改訂点は、炉心管理コードシステム(MAGI)の核計算に使用する炉定数を、従来のJFS-3-J2セットからJENDL-3.2ライブラリーに基づくJFS-3-J3.2セットヘ更新した。しかし、データベース改訂後、JFS-3-J3.2の作成にあたって評価済み核データライブラリーを処理する段階において、いくつかの誤りがあったことが明らかとなり、訂正版であるJFS-3-J3.2Rが公開された。そこで、本データベースにおいても炉定数セットをJFS-3-J3.2Rに改訂した。改訂したデータベースは、初版(先に公開した改訂版)と同じ構成とし、各運転サイクルごとの炉心構成及び燃料交換履歴、これまでに照射された362体の炉心燃料集合体と69体の照射試験用集合体の集合体ライブラリデータ(製造時の燃料組成及び燃焼計算による原子数密度、燃焼度等)、照射データ(中性子束、線出力等の計算値)、並びに炉心特性データ(制御棒価値、出力係数等の測定値)をテキスト形式でCD-ROMに収録し、ユーザーが炉心特性解析に利用しやすいものとした。炉定数セットを改訂することにより、過剰反応度は約0.15%k/kk'低下するが、その他の核特性については影響が小さいことを確認した。
大川内 靖; 前田 茂貴; 関根 隆; 長崎 英明*
JNC TN9400 2002-070, 49 Pages, 2003/01
JNC-TN9400-2002-070.pdf:1.78MB
「常陽」の高度化計画(MK-III計画)の一環として、MK-III炉心における炉心管理及び照射条件評価を高精度で行うため、MK-III炉心管理コードシステム"HESTIA"を開発した。 HESTIAでは、核計算の精度向上として、計算体系については、MK-II炉心管理コードシステム"MAGI"で使用してきたHex-Z体系からTri-Z体系に変更し、集合体あたりの径方向メッシュ数を1から24へ、燃料領域における軸方向メッシュ幅を5cmから2.5cmへ詳細化した。また、エネルギー群数については、中性子束は7群から18群に、
線は3群から7群に増加した。これにより、"MAGI"では十分に模擬できなかったステンレス鋼製反射体と隣接した炉心燃料集合体内での中性子束の空間分布及びスペクトル変化を詳細に計算でき、反射体に隣接した炉心燃料集合体内の出力分布の計算精度を改善できることを確認した。 また、熱流力計算については、上記の核計算で得られた集合体内の詳細な出力分布を考慮でき、集合体内の乱流熱伝達を取り扱え、さらに計算時間が短いポーラスボディモデルを採用することにより、集合体内の冷却材温度の計算精度を向上させた。この結果、サブチャンネルモデルと同等の計算結果が得られることを確認した。 MK-III炉心での実用に先立って、HESTIAを用いてMK-II炉心の記録計算を行い、運用実績のあるMAGIの計算結果と比較することにより、HESTIAの計算値の妥当性を確認した。この結果、両コードシステムによる評価結果は、過剰反応度はエネルギー群縮約効果及びメッシュ効果を考慮すると約0.01%k/kk'以内で、最大中性子束及び炉心平均燃焼度は約3%以内で、冷却材出入口温度差は約7度C以内で一致し、HESTIAによる計算結果の妥当性がかくにんされた。 今後は、MK-III炉心の炉心・燃料管理にHESTIAを用いるとともに、MK-III性能試験及び核特性測定用集合体を用いた出力・中性子束分布測定試験の解析により、本コードシステムの計算精度を評価する計画である。
前田 茂貴; 長崎 英明*; 関根 隆
JNC TN9400 2002-043, 43 Pages, 2002/07
JNC-TN9400-2002-043.pdf:1.71MB
「常陽」では、使用済燃料の崩壊熱評価精度を向上し、原子炉冷却系及び使用済燃料の取扱・貯蔵設備の熱設計に反映するため、実際の使用済 MOX燃料の崩壊熱測定データを蓄積し、崩壊熱解析法を検証している。今回、長期間に渡る冷却時の使用済燃料の崩壊熱を測定し、この結果と ORIGEN2の計算値を比較し、崩壊熱計算の誤差要因について検討した。平成12年度に引続き、使用済MK-II燃料(集合体平均燃焼度:約6.6万MWd/t)について、冷却期間319日から729日の崩壊熱を測定し、実測値35116Wから1589Wを得た。 崩壊熱が250W以下となる冷却期間約500日以上の測定では、測定誤差を低減させるため、 崩壊熱測定装置の冷却材出入口温度差を大きくするよう、冷却水の流量を低下させて測定した。これにより、 長期冷却時においても誤差(1
)約6%で崩壊熱が測定可能となった。崩壊熱計算では ORIGEN2により照射位置での中性子スペクトルを反映した燃焼計算を行い、計算と測定との比(C/E)0.96
0.90の値を得た。 全冷却基幹を通じて、計算値は実測値を約68%を過小評価しており、 これは崩壊熱測定に伴う誤差(1=1.76.0%)よりも大きい。 崩壊熱の内訳の中で、アクチニド核種の崩壊熱については242Cm,238Pu,241Amが主要な発熱核種である。このうち、242Cm以外のアクチニド核種は殆ど減衰しないため、その崩壊熱は一定であり、上記の系統的な過小評価の原因とは考えにくい。もう一つの発熱源であるFP崩壊熱については、冷却期間100日までに殆ど核種が減衰し、それ以降では95Zr,96Nb,106Rh,144Prの4核種が主要な発熱源である。よって、系統的な差の主要因は、242Cm及び上記FP4核種の生成量の計算誤差あるいは崩壊熱の測定誤差が考えられ、これらの核種生成に係る断面積、核分裂収率及び発熱定数の不確かさを検討するとともに、測定誤差を再評価する必要がある。
大川内 靖; 前田 茂貴; 関根 隆; 長崎 英明*
JNC TN9410 2001-019, 96 Pages, 2001/12
JNC-TN9410-2001-019.pdf:3.88MB
サイクル機構では、「常陽」照射用炉心(MK-II炉心)の運転を通じて蓄積した炉心・燃料管理に関する諸データをまとめた集大成を炉心特性データベースとして1998年に公開し、このデータベースは高速炉の炉心設計や照射後試験解析等に使用されてきた。その後、多くのユーザーから、新しい核データライブラリの適用、炉心核特性・パラメータの追加等、本データベースの更なる充実を求める要望やコメントが寄せられた。今回、これらの要望に応えるため、データベースの改訂を行った。ここでは、炉心管理コードシステム"MAGI"の核計算に使用する炉定数を、従来のJFS-3-J2セットからJENDL-3.2ライブラリに基づくJFS-3-J3.2セットへ更新した。また、本データベースに追加すべき内容として要望の多かった全制御棒価値(Total Worth)、動特性パラメータ及びMK-II性能試験データを追加した。さらに、初版のデータベース公開後に運転された第3235サイクルにおける運転特性試験データも新たに収録した。改訂したデータベースは、初版と同じ構成とし、各運転サイクルごとの炉心構成及び燃料交換履歴、これまでに照射された 362体の炉心燃料用集合体の集合体ライブラリデータ(製造時の燃料組成及び燃焼計算による原子数密度、燃焼度等)照射データ(中性子束、線出力等の計算値)、並びに炉心特性データ(制御棒価値、出力係数等の測定値)をテキスト形式でCD-ROMに収録し、ユーザーが炉心特性解析に利用しやすいものとした。
前田 茂貴; 野瀬 正一; 長崎 英明*; 青山 卓史
JNC TN9400 2001-031, 39 Pages, 2001/01
使用済燃料の崩壊熱を精度良く把握することは、原子炉冷却系、使用済燃料の取扱・貯蔵設備等の設計において重要であり、「常陽」では実際の使用済MOX燃料の崩壊熱データを蓄積し、それを基に解析法の精度向上を進めている。今回、使用済のMK-II燃料(集合体平均燃焼度約6.6万MWd/t)について、冷却期間40150日における崩壊熱を詳細に測定し、実測値14462466320Wを得た。崩壊熱計算では"ORIGEN2"計算に加え、炉心管理コードシステム"MAGI"を用いた中性子スペクトルを反映した燃焼計算を基に崩壊熱を算出し、C/E=0.940.90を得た。測定対象集合体は、全照射期間を通じて「常陽」の炉心第1列に装荷されており、計算条件が単純なため、解析上の誤差要因が少ない。今回みられた計算値と測定値の系統的な差はFP崩壊熱の計算誤差(12%)や測定誤差(1=1.73.0%)より大きく、その主要因はアクチニド崩壊熱の計算誤差によるものと考えられ、これらの核種生成に係る断面積や燃焼組成の不確かさ等の影響を検討する必要があることが明らかとなった。
田渕 士郎; 長崎 英明*; 加藤 雄一*; 青山 卓史
JNC TN9410 99-003, 70 Pages, 1998/12
高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)としての初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。その間、多くの炉心管理データ及び炉心特性データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ類をユーザーが利用できるようにデータベースとして整備した。「常陽」MK-II炉心においては、炉心管理及び運転計画の策定のため、炉心管理コードシステム"MAGI"を開発し、3次元Hex-Z体系で中性子7群の拡散計算により、炉心特性及び照射条件を評価している。本データベースでは、ユーザーが"MAGI"による炉心管理データ類を机上のPC環境で容易に利用できるようにCD-ROMに収納した。これらのデータ類は、燃料交換履歴及び各運転サイクルの炉心構成、これまでに照射された約300体の炉心燃料集合体と約60体の照射試験用集合体の製造時の組成と各運転サイクルの燃焼組成、中性子束分布、中性子フルエンス、燃焼度、燃料温度、冷却材温度等の約300MBの数値データを含んでいる。また、「常陽」では、種々の運転特性試験を実施し、炉心・プラント特性を測定している。本データベースには、「常陽」実機で測定した各運転サイクルの過剰反応度・制御棒価値、等温温度係数、出力係数、燃焼係数を収録している。これらのデータ類は、ユーザーが炉心特性を解析しやすいように、必要な炉心・照射情報と併せて収録した。
鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 長崎 英明*; 鈴木 惣十
PNC TN9410 98-034, 31 Pages, 1998/03
「常陽」では使用済燃料集合体の崩壊熱をオンサイトで非破壊のまま測定できる装置を開発し、これを用いて「常陽」MK-II燃料集合体の崩壊熱の実測データを蓄積してきた。これまでは、原子炉容器内の炉内貯蔵ラックで約70日以上冷却した燃料集合体のデータを取得してきたが、今回、データの拡充の観点から、炉内貯蔵ラックで冷却せずに取り出した燃料集合体を用いて冷却期間の短い崩壊熱データを取得した。本研究では、燃焼度が約60GWd/t(集合体平均)の2体のMK-II燃料集合体について、冷却期間が最短で24日の崩壊熱を測定し、ライブラリをJENDL-3.2ベースの高速炉用ライブラリに入れ替えたORIGEN2コードによる計算値との比較を行った。得られた主な結果は以下のとおりである。(1)原子炉停止から24日後の崩壊熱は、約1.250.03kWであった。(2)ORIGEN2コードによる崩壊熱計算値と測定値の比(C/E)は約0.9であり、C/Eには冷却期間依存性が見られた。(3)照射開始時に1%程度含まれる
Pu, 
Amの崩壊熱への寄与分は、冷却期間24160日で719%に達することがわかった。
吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06
高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。