検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 3 件中 1件目~3件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

FBR核燃料サイクル分析 原子力発電の炉型構成及び核燃料サイクルに係るシステム分析(V) (2)FCC Vコードの概要, Fuel Cycle and Cost V

稲垣 光之*; 石川 和夫*; 今井 哲比古*; 鯉江 康正*; 太田 雅彦*

PNC TJ2297 87-001VOL2, 137 Pages, 1987/03

PNC-TJ2297-87-001VOL2.pdf:3.7MB

本計算コードは、原子力発電の単一炉系ならびに複合炉系における物量収支および経済計算を行い、各種原子炉の導入効果の分析を目的に開発されたものである。本計算コードの特徴として、単一炉系と複合炉系の計算が可能であり、物量計算と経済計算が同時に計算できる。複合炉系の計算では、物量に制約を与えることにより、炉系構成を自動的に求めることが可能である。また、各種計算条件が可変となっている等、多くの特徴を持つ。FCCVコードでは、さらに、いくつかの改良を加え、より複雑なシミュレーションを行えるようにした。主な改良点を次に示す。(1)従来、燃料交換と定期点検を同時期に行うと仮定していた。ただし、長期寿命炉心では、燃料交換の間隔は非常に長くなり、定期点検はその間行わないことになる。そこで、燃料交換と定期点検を分けて、現実的な設定ができるように改良した。(2)複合炉系の炉系構成を求めるときに設定する炉型投入優先順位は、年や物量に関係なく固定であった。この場合、炉系構成は極端な炉型移行が行われる。これを回避するために、天然ウラン使用量とプルトニウム・バランスにより、炉型投入優先順位を変更する機能を追加した。(3)従来のFCCコードでは、リード・タイムおよびラグ・タイムは、炉心に関係なく同一であった。これを炉心ごとに設定できるように改良した。その他、細かい改良を加えた。さらに、241-Pu崩壊によるPu同位体組成変化と241-Am蓄積を考慮したプルトニウム量、および236-U蓄積を考慮した天然ウラン量の計算を行うために、PUSUBコードを開発した。このPUSUBコードは、FCCVコードで求めた複合炉系の炉系構成と同位体別炉心特性により、プルトニウム量と天然ウラン量のみ計算するものであり、FCCVコードのサブコードに位置する。

報告書

FBR核燃料サイクル分析 原子力発電の炉型構成及び核燃料サイクルに係るシステム分析(V) (1)成果報告書

稲垣 光之*; 石川 和夫*; 今井 哲比古*; 鯉江 康正*; 太田 雅彦*

PNC TJ2297 87-001VOL1, 244 Pages, 1987/03

PNC-TJ2297-87-001VOL1.pdf:6.79MB

本分析は、計算で用いる炉心特性データや各種燃料単価などの諸条件を最新のものとし、原子力発電の物量収支ならびに経済性の評価を行うことを目的にしたものである。分析・評価は、「単一炉系システム分析」と「複合炉系システム分析」の2つに分けて行った。単一炉系システム分析では、どのような高速増殖炉が経済的に優位であるかを分析するために、燃焼度、燃料ピン径、炉心高さなどを変えた様々なタイプの高速増殖炉について、シミュレーションを行った。また、高速増殖炉の不確定要素を分析するために、建設費や燃料単価などの条件をパラメトリックに変化させてシミュレーションを行い、軽水炉など他種炉型と比較した。複合炉系システム分析は、将来の炉系構成と、このときの物量収支の評価を行うものであり、天然ウラン使用量制約とプルトニウム・バランス制約の2面から炉系構成を求めた。また本分析では、天然ウラン使用量およびプルトニウム・バランス量により炉型投入優先順位を変化させることにより、より現実的な炉系構成を求めている。さらに、今回新たに開発したPUSUBコードにより、241‐Pu崩壊によるPu同位体組成変化と241‐Am蓄積を考慮したプルトニウム装荷量およびプルトニウム・バランスの試算、236‐U蓄積を考慮した天然ウラン使用量の試算を行った。以上の分析により、高速増殖炉の導入意義を総合的に評価した。

報告書

FBR核燃料サイクル分析 原子力発電の炉型構成及び核燃料サイクルに係るシステム分析(II) (2)FCC II(Fuel Cycle and Cost II)コード概要

稲垣 光之*; 今井 哲比古*; 伊藤 康浩*; 太田 雅彦*

PNC TJ299 84-03VOL2, 147 Pages, 1984/03

PNC-TJ299-84-03VOL2.pdf:4.96MB

本計算コードは、プルトニウム利用炉を含む多炉型系における、超長期にわたる物量収支、燃料コスト、資本費、運転維持費、関連費及び発電原価等をシミュレーションすることにより、炉型構成の問題点、最適化等を研究する事を目的に開発されたものである。 計算コードは、a)軽水炉LWR(U)、LWR(Pu) b)新型転換炉ATR(U)、ATR(Pu) c)高速増殖炉FBR(1)、FBR(2)、FBR(3)の炉型について、単独投入、複合投入それぞれを最大150年間に渡りシミュレーションすることが可能となっており、各種燃料装荷、取出に伴うリード及びラグタイム並びにロス率を可変にできる様に設定されている。燃料費、資本費、運転維持費、関連費では、金利、価格上昇率、現在価値換算の考慮が可能であり、入力データ、算定式等の各種パラメータの選択ができる。また発電原価では、現在価値換算の有無、各年発電原価、システム発電原価(送電端、発電端)、耐用年間平均発電原価(送電端、発電端)の算出が可能である。

3 件中 1件目~3件目を表示
  • 1