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杉野 和輝; 石川 眞; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 長家 康展; 羽様 平; 千葉 豪*; 横山 賢治; 久語 輝彦
JAEA-Research 2012-013, 411 Pages, 2012/07
JAEA-Research-2012-013.pdf:18.72MB
JAEA-Research-2012-013-appendix(CD-ROM).zip:75.82MB
最新知見に基づいた高速炉の核設計精度の評価を行うため、国内で最新の評価済核データファイルJENDL-4.0を用いて、高速炉の種々の核特性にかかわる実験及び試験の解析を行った。具体的には、臨界実験装置としてZPPR, FCA, ZEBRA, BFS, MASURCA, LANLの超小型炉心、実機プラントとしてSEFOR,「常陽」,「もんじゅ」で行われた炉物理実験/試験及び照射試験にかかわる合計643特性を対象とした。解析においては、基本的に標準的な高速炉の核特性解析手法を採用し、最確評価となるように詳細な計算を行った。また、得られた解析結果について、実験誤差、解析モデルにかかわる誤差、核データに起因する誤差の観点から検討を行い、炉心間あるいは核特性間の整合性を総合的に評価した。さらに、これらの評価結果を活用して、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)で設計が進められている高速炉炉心の核特性予測精度の評価を行った。
杉野 和輝; 石川 眞; 横山 賢治; 長家 康展; 千葉 豪; 羽様 平; 久語 輝彦; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*
Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1357 - 1360, 2011/08
被引用回数：5 パーセンタイル：38.92(Physics, Multidisciplinary)高速炉核設計における核特性予測精度向上のために、国内では統合炉定数が開発されてきた。統合炉定数は広範囲に渡る積分実験情報を微分核データと結びつけるものであり、ベイズの定理に基づく断面積調整手法に基づいて作成される。現在、新しい炉定数ADJ2010が開発中である。本論文では、ADJ2010作成に向けてJENDL-4.0に基づく炉定数調整の結果を報告する。また、実用高速炉の核特性予測精度の評価にも言及する。ADJ2010は間もなく公開されるが、次世代高速炉の核設計に有効活用されることが期待される。
横山 賢治; 巽 雅洋*; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 羽様 平; 長家 康展; 千葉 豪; et al.
JAEA-Data/Code 2010-030, 148 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-030.pdf:3.23MB
高速炉核特性解析のための次世代炉心解析システムMARBLEを開発した。MARBLEは、これまでにJUPITER標準解析手法と呼ばれる高速炉詳細解析手法として開発されてきたJOINT-FR, SAGEP-FRと呼ばれる解析システム(従来システム)の後継である。MARBLEは従来システムと同等の解析機能を有する。これに加えて、燃焼を伴う高速炉実機の核特性解析に関する機能を向上させている。MARBLEの開発では、オブジェクト指向技術を採用した。この結果として、MARBLEは一定の入力を受けて出力を返すような独立した解析コードではなく、解析システムを構築するための部品の集まり(フレームワーク)となった。一方で、MARBLEは構築済みの解析システムを含んでおり、従来システムに相当する高速炉核特性解析システムSCHEME,高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSを利用することができる。
小澤 正基; 岩井 武彦*; Babain, V.*; Shadrin, A.*
Proceedings of International Solvent Extraction Conference "Solvent Extraction-Fundamentals to Industrial Applications" (ISEC 2008), p.623 - 628, 2008/09
フッ素系極性希釈剤に溶解したCMPO抽出剤によるf元素の第3相生成特性,抽出及び逆抽出特性を検討した。0.4-0.8MCMPO/30%TBP/Metanitrobenzotrifluoride抽出剤による抽出使用済核燃料溶解液中からの全アクチニドの同時一括抽出,Salt-free錯化剤,methylamine carbonate、によるU+Nu+NP群,Am+VCm群の分別的逆抽出を示唆した。
千葉 豪; 岩井 武彦*; 沼田 一幸*; 羽様 平
JAEA-Research 2007-051, 52 Pages, 2007/07
JAEA-Research-2007-051.pdf:12.98MB
世界の最新の評価済み核データファイルJENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VIIの高速炉核特性に対するベンチマークテストを行った。計算の対象としたのは高速臨界集合体及び高速炉実機で得られた測定データである。その結果、ENDF/B-VIIの高速炉核特性予測精度が、その他の核データファイルと比較して良好であるという結論を得た。
杉野 和輝; 岩井 武彦*
Proceedings of American Nuclear Society Topical Meeting on Physics of Reactors (PHYSOR 2006) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/09
国内の高速炉用詳細解析手法を用いて「もんじゅ」炉物理性能試験解析を行った。また、炉定数調整法を用いて「もんじゅ」積分実験情報のFBR用核設計基本データベースへの適用性評価を行った。検討の結果、「もんじゅ」積分実験情報はFBR用核設計基本データベースの拡充の観点から非常に有用であることがわかった。また、拡充したデータベースを用いることにより「もんじゅ」の核特性評価精度が大幅に改善される可能性のあることがわかった。
羽様 平; 岩井 武彦*; 庄野 彰
JNC TN9400 2005-011, 114 Pages, 2004/10
JNC-TN9400-2005-011.pdf:7.68MB
現在ロシアでは高速炉BN-600で解体核を燃焼処分する計画が進められている。その計画を支援するため、BN-600への解体核装荷を模擬した実験とその解析(BFS臨界実験解析)をロシア物理エネルギー研究所との共同研究により実施した。本報告では、BFS臨界実験解析の最後に実施されたBFS-62-5及び66-1炉心の実験概要及びサイクル機構による解析結果について述べる。また、既報告のBFS-62-1
4炉心についてもこれまでの知見を反映して再解析し、一連の結果を整理した。BFS-62-5及び66-1炉心は、炉心中央へのMOX燃料の装荷や燃料領域上部へのNaプレナムの設置などウラン燃料を主体としたBFS-62-14炉心とは炉心構成が大きく異なるが、主要核特性についてBFS-62-14炉心と同様の良好な解析結果を得ることができた。安全評価のポイントであり、かつ炉心構成の影響を受けやすいNaボイド反応度についても核データに起因する誤差範囲内の精度で解析できており、今後のロシア解体核処分計画や日本における高速炉設計研究の信頼性向上に寄与するものと思われる。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 羽様 平; 岩井 武彦*; 石川 真
JNC TN9400 2003-074, 401 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-074.pdf:48.95MB
ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力の一環で実施したBFS-62体系の臨界実験解析結果を反映し、BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度をサイクル機構の高速炉核特性解析システムを用いて評価した。 BN-600ハイブリッド炉心は、ロシアの高速炉発電所BN-600のU02燃料領域の一部をMOX燃料に、また外周のブランケット部をステンレス鋼反射体にそれぞれ置換して構成する。この炉心変更を模擬した一連の臨界実験体系(BFS-62-14体系)及び他の高速炉体系の実験解析結果をもとに、ベイズの定理に基づく炉定数調整法及びバイアス法を適用して上記炉心の核設計精度を評価した。評価した核特性は、臨界性、核分裂反応率分布、Naボイ度反応度、制御棒価値、燃焼欠損反応度等である。炉定数調整法の適用により、実験データを一切反映しない基本炉定数による場合に比べて、どの核特性についても核設計精度(予測誤差)を概ね半分以下に低減できることを確認した。精度の改善には鉄の弾性散乱断面積の共分散の低減が支配的な役割を果たしたが、これは比較的大きな出力密度を有しU235を主要な核分裂性物質とする燃料部をステンレス鋼反射体によって取り囲むBN-600ハイブリッド炉心の特徴に起因するものである。この他、BFSとZPPR等他の高速炉体系の実験解析結果が整合性を特つこと、及び核設計精度の改善にBFS-62体系の情報が有意に寄与したことを確認した。また、バイアス法は、BFS-62体系をモックアップ体系としてBN・600ハイブリッド炉心に適用する場合には、炉定数調整法に比べて精度改善効果が劣り、実験誤差が大きいもしくは感度係数の相違が大きな核特性についてはほとんど精度を改善できないことがわかった。
羽様 平; 庄野 彰; 岩井 武彦*; 佐藤 若英*
JNC TN9400 2002-036, 113 Pages, 2002/06
JNC-TN9400-2002-036.pdf:4.44MB
ロシア解体核処分支援を目的に、核燃料サイクル開発機構ではロシアの物理エネルギー研究所との共同研究により、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いてBN-600を模擬した実験の解析を実施している。本報告は、BN-600に部分的にMOX燃料を装荷し、ブランケットをステンレス鋼に置換した炉心(BN-600ハイブリッド炉心)の模擬炉心(BFS-62-3A炉心)、及びBFS-62-3A炉心のステンレス鋼をブランケットに戻したBFS-62-4炉心の解析に関するものである。解析はJUPITER実験解析で培われた標準解析手法に基づいて実施した。その結果、臨界性と反応率比については十分な精度で実験値と一致することを確認した。制御棒価値や反応率分布については、BFS-62-4炉心では特に問題は見られなかったが、BFS-62-3Aについてはステンレス鋼領域での反応率分布を約20%過大に、制御棒価値の一部を約10%過小に評価することを確認した。Naボイド反応度については20%以上の過小評価となったが、炉定数の高度化により改善を図った結果、実験値とほぼ一致することを確認した。また、これまでのBFS-62シリーズ間の解析精度を比較することにより、MOX燃料の部分的な装荷は解析精度に有意な影響を与えないことを確認した。本解析では、精度評価に加えてBFS-62-3A炉心によるBN-600ハイブリッド炉心の模擬性が重要であり、両炉心の核特性解析値を比較評価した。その結果、中性子スペクトル、核分裂反応率比、核分裂反応率分布及び制御棒価値については模擬性を有しているが、MOX燃料装荷に伴い重要となるNaボイド反応度については、非漏洩項に大きな差異があることが分かった。
杉野 和輝; 庄野 彰; 岩井 武彦*; 沼田 一幸*
JNC TN9400 2002-008, 241 Pages, 2002/04
JNC-TN9400-2002-008.pdf:6.84MB
ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイククル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62シリーズの実験解析を実シミュレータしている。本報告書は、現行BN-600の模擬体系であるブランケット付き濃縮UO2燃料炉心BFS-62-1炉心及びブランケットをステンレス遮蔽体で置換したBFS-62-2炉心の実験解析に関するものである。解析においては、輸送計算も含めて3次元HexZまたはXYZ炉心体系モデルを用いて、高精度な核特性評価を達成している。 また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算によりJUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。 実験解析及び炉定数調整計算の結果、臨界性、炉中心反射率比、BFS-62-1炉心の反応率分布については特に問題は見られず、実験値と良い一致が見られた。BFS-62-2炉心の径方向反応率分布については、炉定数調整前では炉心領域内の径方向依存性と遮蔽体領域における大幅な過大評価が見られたが、炉定数調整計算により改善できる見通しが得られた。ただし、改善の主要因であるFeの断面積調整の量が断面積誤差にまで及ぶため、今後、更なる検討が必要であると考えられる。BFS-62-1炉心における制御棒価値については、炉定数調整の有無に係らずC/E値の径方向依存性が見られたことから、今後行われる予定の他のBFS-62炉心の解析結果との比較が必要である。 BFS-62-2炉心のNaボイド反応度については、計算機記憶容量の観点から最善評価とはなっておらず、現状では核設計基本データベースへの反映は妥当ではないが、その課題克服と共に炉定数の高度化により、解析結果の改善が見られるとの見通しが得られた。また、 3次元炉心計算に特徴づけられる本報の解析手法は、BFS-62炉心シリーズの解析において非常に有効であることが明らかとなり、BFS-62-3炉心以降の実験解析においても、その適用により高精度な核特性解析が期待できる。
庄野 彰; 岩井 武彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1085 - 1088, 2002/00
ロシアIPPEの高速炉臨界実験施設BFS-2デ-タの実験解析により得られた成果を報告する。BFS-58-1-11炉心では、炉上部Naプレナム付きのMOX炉心であるBN-800模擬体系の炉心中央領域のUをアルミナと置換することにより、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO2燃料領域が配置された。外側のMOX燃料領域及びUO2燃料領域と異なり、炉心中央のU無し燃料領域にプレ-トストレッチモデルを使用することによる実効増倍係数の過小評価は約0.3%dk/kk'と大きい。きわめて軟らかな中性子スペクトルを示すU無し燃料領域の実効断面積算出にはJUPITER実験解析手法の使用が適さず、重核種の数密度を保存するセルモデルを使用し、散乱断面積をSRACライブラリに置換することによって、IPPE及びCEAの解析結果と同等の解析精度が得られることを確認するとともに、炉定数調整計算により、JUPITERデ-タとBFSデ-タの間の
杉野 和輝; 岩井 武彦*; 庄野 彰
JNC TN9400 2000-098, 182 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-098.pdf:5.74MB
ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62の実験解析を実施している。本報告書は、BFS-62シリーズにおいて最初に構築された体系であるブランケット付き濃縮U02燃料炉心BFS-62-1体系の実験解析に関するものである。解析においてはJUPITER実験解析等で用いられてきた高速炉の標準解析手法が採用されているが、3次元解析を行うための十分な情報が得られていないために2次元RZ体系計算による解析を中心に行い、3次元解析については予備評価に留めた。また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算により、JUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。実験解析の結果、臨界性、反応率比については実験値との良い一致が得られた。他方、反応率分布については、不純物水素含有の有無による2種類のNaの配置を正確に取り扱う必要があり、これを忠実にモデル化できる3次元解析が不可欠であることが明らかとなった。また、ブランケット領域、遮蔽体領域における反応率にも改善の余地が大いにあることが分かった。制御棒価値については、その形状をより正確に取り扱うことの可能な3次元解析モデルの適用により、解析結果の改善が見られた。更に、Naボイド反応度については、測定された反応度が非常に小さいことに加え、解析の不確かさが非常に大きいことから、当面はその情報を炉定数調整に用いるべきではないと判断される。JUPITER実験の解析結果とBFS-62-1体系実験の解析結果を用いることにより炉定数調整計算を行った。その結果、実験値からのずれの大きいBFS-62-1体系反応率分布解析結果の使用は炉定数調整に悪影響を及ぼすものの、それを除いた臨界性、反応率比、制御棒価値解析結果のみを用いた場合は、妥当な調整結果が得られることが分かった。このように、BFS-62-1実験解析とJUPITER実験解析との間には整合性の見られることが分かり、BFS-62-1実験解析データの活用はJUPITER実験では不足していたU-235の情報を補完する観点から非常に有効であるとの見通しが得られた
庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*
JNC TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06
BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO
燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。
大木 繁夫; 岩井 武彦*; 神 智之*
JNC TN9400 2000-080, 532 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-080.pdf:14.98MB
実用化戦略調査研究で検討対象となっている冷却材及び燃料形態の異なる高速炉について、実用化高速炉の資源有効利用性及び環境負荷低減性を評価するための基礎データを得るために、マイナーアクチニド核種(Minor Actinide nuclides,MA)の消滅特性解析を行った。対象炉心は、1)ナトリウム冷却酸化物燃料炉心、2)鉛冷却窒化物燃料炉心(BREST-300)、3)炭酸ガス冷却酸化物燃料炉心(ETGBR)、4)鉛冷却酸化物燃料炉心、5)ナトリウム冷却窒化物燃料炉心(Heボンド、Naボンド)、6)ナトリウム冷却金属燃料炉心である。冷却材及び燃料形態とMA消滅特性の関係について次の結果が得られた。・MA変換率には燃料形態に関して「酸化物
金属窒化物」の大小関係が見られる。窒化物燃料及び金属燃料は酸化物燃料に比べ中性子束レベルが高くなることがMA変換率向上の主要因である。・冷却材種別に関してはMA変換率に「鉛ナトリウム炭酸ガス」の関係が見られたが、これらの炉心間では炉出力等の炉心基本特性、炉心設計思想が統一されていないことから、違いが冷却材に起因するのか炉心設計に起因するのか明らかでない。・上述の燃料形態及び冷却材の違いによるMA消滅特性の変化度合いは比較的小さい。
安藤 真樹; 飯島 進; 石川 眞*; 岩井 武彦*
JAERI-Tech 2000-025, p.45 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-025.pdf:1.77MB
新型燃料を用いた高速炉の研究の一環として、窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的とした模擬実験をFCAを用いて行った。本研究では、窒化物燃料高速炉を模擬したXIX-2炉心において測定した臨界性に関するデータを炉定数調整に反映させ、実機窒化物燃料炉心の臨界性に関する設計精度を評価した。その結果、従来の統合炉定数に本実験結果を加えることにより、実機に対する設計精度が0.1%向上した。また、数MeV付近での
Nの捕獲断面積の不確かさが設計精度に大きく影響を及ぼすことがわかった。
岩井 武彦*; 杉野 和輝; 石川 眞
PNC TN9410 98-079, 54 Pages, 1998/07
大洗工学センター炉心技術開発室では、FBR炉心の核設計精度を向上させるために核設計基本データベースを整備している。他方、シグマ委員会「リアクタ積分テストW/G」の活動の一環として、核データのベンチマーク問題の整備が行われており、軽水臨界実験装置(TCA)、定常臨界実験装置(STACY)、小型高速炉臨界実験装置(FCA)と共に、核設計基本データベースの利用拡大の観点から、このデータベースの主要であり、JUPITER実験の中で最も炉心形状が単純であるJUPITER-IシリーズのZPPR-9炉心を、簡易ベンチマーク問題として整備した。整備した核特性は、臨界性、反応率(反応率比と反応率分布)、制御棒価値、Naボイド反応度、ドップラー反応度である。また、詳細解析のための補正係数を用意したので、ベンチマーク問題の利用者は基準計算を行うのみで、実検値と直接比較できる解析結果を得ることができ、ベンチマーク問題の幅広い利用が期待できる。ただし、補正係数算出の前提として、メッシュサイズやエネルギー群数、断面積定義などを統一する必要があるので、異なったモデルを用いる利用者は、詳細解析モデルを用いて補正係数の変更を行わなければならない。
杉野 和輝; 岩井 武彦*
PNC TN9410 98-067, 57 Pages, 1998/07
高速炉の核設計精度を向上させるために、核設計基本データベースの整備を継続して行っている。そして、その整備の一環として、実機核特性解析精度の向上を目的とした、実機核燃料集合体固有の二重非均質の取扱い手法の高度化、及び、制御棒均質化断面積計算手法の高度化に関する検討を行った。二重非均質性取扱い手法の高度化として、連続エネルギーモンテカルロ法による計算結果を基準解として、従来手法の検証、新しい手法としての直接法導出、及び、直接法と従来手法との比較を行った。また、制御棒均質化断面積計算手法の高度化として、反応率割合保存法の適応性検討を行った。そして、本高度化に関する検討において、以下の結果が得られた。(1)二重非均質性取扱い手法の高度化:従来手法は臨界性において基準解と統計誤差範囲内で良い一致を示した。また、直接法は従来手法と整合のとれた結果を示した。更に、他の核特性に対する二重非均質性による影響を評価した結果、Naボイド反応度(冷却材反応度)への影響が大きいことが分かった。(2)制御棒均質化断面積計算手法の高度化:制御棒価値において、反応率割合保存法に基づく計算結果は、制御棒領域を非均質としたままの体系計算結果と良い一致を示した。また、もんじゅ制御棒価値解析において、当手法は従来用いられてきた手法より12%大きな評価であったが、この差は当手法のより忠実な計算過程に基づくものであり、当手法は従来の手法に対しより高い信頼性を有するものと考えられる。今回の検討において適用されたこれら2つの手法は、臨界性、あるいは制御棒価値以外の核特性に対しても直接応用することが可能である。そして、これらの手法は実機高速炉核特性解析における精度向上に大いに貢献するものと考えられる。
石川 眞; 佐藤 若英*; 杉野 和輝; 横山 賢治; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*
PNC TN9410 97-099, 512 Pages, 1997/11
実証炉や実用炉など大型FBR炉心の核特性解析技術を高度化し、その核設計精度を向上させることを目的として、これまでに蓄積された豊富なFBR炉物理研究の成果を集大成するための作業が進められている。本報告書は、この核設計基本データベース整備作業の一環として、大型FBRの炉心臨界実験であるJUPITER実験について、現時点での最新核データライブラリJENDL-3.2及び最新解析手法を用いて一貫した評価を行った結果をまとめたものである。今回の実験解析に当たっては、汎用的なデータベースとしての基本的要件である"Accountability", "Traceability", "Consistency"などの確保を最重要項目とした。具体的手段として、補正計算を含む全ての解析に一貫した評価の考え方及び手法を用いるとともに、今回の解析で整備した膨大な解析入力データ群は全て、データベースとして整備して計算機ファイルの形で保存した。このため、解析結果に疑問があった場合などにはいつでも再現計算が可能であり、また核データや解析手法の改良があった場合には、その検証のためJUPITERデータを容易に用いることができる。今回のJUPITER実験解析で得られた主要な結論を、以下に示す。(1)臨界性のC/E値は、-0.7-0.3%
kのわずかな過小評価となった。(2)C28/F49反応率比は、従来評価手法では+4+6%の過大評価であったが、モンテカルロ法によるセルファクターの見直しにより、約2%弱の改善が見られた。(3)制御棒価値及び反応率分布の径方向依存性は、均質炉心ではほぼ解消した。(4)従来言われてきたNaボイド反応度の過大評価は、均質炉心で非常に改善された。本報告書で評価したJUPITER解析データの総計は2,300を越えるものとなり、核設計基本データベースとしての整備をほぼ完了した。今回得られたJUPITER各炉心・核特性の解析結果は、その感度係数や実験・解析誤差データなどとともにセットとして整備され、実証炉用統合炉定数の作成などを通じて、大型高速炉の炉心設計と核設計手法の高度化に反映されると期待される。
杉野 和輝; 横山 賢治; 石川 眞; 佐藤 若英*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*
PNC TN9410 97-098, 247 Pages, 1997/11
JUPITERは動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reactor)を用いて、1978年から1988年にかけて実施された大型高速炉臨界実験であり、本報告書は、JUPITER実験解析の高度化についてまとめたものである。高度化として、具体的に最新の断面積ライブラリの使用と、メカニズムの取り扱いがより詳細なあるいはより計算モデルの近似の少ない解析手法の採用を図った。最新の断面積ライブラリを使用した結果、ほとんど全ての核特性に対して、C/E値が1.0に近づき、炉心体系間の偏差の減少が見られ、最新断面積ライブラリの有効性が示された。また、解析手法の高度化により、更にC/E値を1.0に近づけることができ、誤差要因が究明され、精度向上を図ることができた。今回の解析評価により得られた各核特性に関する知見は次の通りである。(1)臨界性:(本文参照)(2)ドップラー反応度:(本文参照)(3)反応率分布:(本文参照)(4)反応率比:(本文参照)(5)Naボイド反応度:(本文参照)(6)制御棒価値:(本文参照)(7)High Pu-240ゾーン置換反応度:(本文参照)(8)炉定数調整を行うことにより、ほとんどの核特性のC/E値は1.0に近づいた。このことより、JUPITER実験の異なる炉心間、及び、JUPITERとJUPITER以外の実験体系間の、断面積の不確かさに起因する誤差原因の整合性が確認されたと言える。以下の結果より、JUPITER実験解析データは実証炉設計用の統合炉定数作成のための基本積分データとして非常に有効なものであると判断される。更に、現状の核特性解析システムの精度を向上させる手段として、ブランケット領域における中性子束分布の解析手法の高度化が非常に有効であると考えられる。特に径非均質炉心に対して、効果が大きいと考えられる。
岩井 誠; 圷 憲*; 宇津 重次*; 細野 輝雄*; 清水 武彦*; 林 直美*; 吉崎 裕一*; 圓尾 好宏
PNC TN852 84-06, 379 Pages, 1984/03
東海事業所から環境へ放出される排水および排気中に含まれる放射性物質等および公害規制物理の分析法を,本事業所標準分析作業法-放出管理編としてマニアル化した。公害規制物質の分析法はJIS・K-0102に準拠した。 このマニアルは,本事業所標準分析作業放出管理編,PNCT852-79-10(1979年4月)改訂版(第3版)である。改訂に際し,試料の前処理作業および薬品の安全な取扱い方法に主眼を置いた。さらに分析作業中の一般的な安全に関する注意事項についても充実させた。
