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論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Core performance requirements and design conditions for next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

大木 繁夫; 丸山 修平; 近澤 佳隆; 大滝 明; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

A conceptual design study on a next-generation sodium-cooled fast reactor was conducted in Japan. This paper describes a recent review and modification of core performance requirements and design conditions for the demonstration and the commercial phases. We have highlighted the fuel composition (i.e., heavy metal nuclide composition). The fuel composition for next-generation fast reactors has a wide range depending on a variety of spent fuels used in light water reactors and the methods of recycling them in a fast reactor fuel cycle. The design envelopes of fuel composition were determined by using a remarkable correlation between fuel composition and core characteristics. The consistency of those design envelopes was checked by comparing them with the results of representative fast reactor deployment scenario simulations. Moreover, reflecting the realistic situation that a fast reactor core accepts various fuel compositions in the design envelope simultaneously, the design procedure of multiple fuel-composition loading was introduced. This paper describes the fundamental consideration of its effects, and the accompanying paper describes its practical application to core design. The design conditions and procedures concerning fuel composition variety facilitate sophisticated core design for next-generation sodium-cooled fast reactors.

論文

Core design of the next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

菅 太郎*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 前田 誠一郎; 丸山 修平; 大釜 和也

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

In Japan, a 1500MWe-scale sodium-cooled fastreactor (FR) has been designed as a commercial phaseFR for utilizing in an equilibrium FR operation era, and a 750MWe-scale FR has been as a demonstration phase FRfor realizing the commercial phase FR. Thedemonstration phase core adopts a core and a blanketfuel subassembly with the same specifications of thecommercial phase core, and is designed to satisfy designrequirements, especially to accept a broad range of fuelcompositions, which arises in a transition period from anLWR are to an FR era. By optimizing an arrangement offuel subassemblies and control rods, and employing a fluxadjuster, the demonstration phase core gets flat powerdistribution giving high core performances. And its coreand fuel specifications are materialized to satisfy thedesign requirements desired for the next-generation FR.

口頭

ペロブスカイト触媒の固溶・析出挙動,1; 結晶構造

谷口 昌司*; Kan, C. Y.*; 上西 真里*; 田中 裕久*; 松村 大樹; 西畑 保雄; 水木 純一郎; 魚住 昭文*; 濱田 幾太郎*; 森川 良忠*

no journal, , 

貴金属の究極的な低減を目指し卑金属の活性を利用するため、われわれが貴金属で実現した自己再生機能(固溶・析出による粒成長抑制)の卑金属への応用を検討した。第一原理計算により酸化物への固溶析出しやすさを見積り、試作したペロブスカイトの固溶・析出挙動をXAFSにより解析した。その結果、固溶・析出しやすい組成を見いだし、耐久後も粒成長を抑制できていることを確認した。

口頭

次世代高速炉の炉心核設計手法,4; 今後の検討計画

森脇 裕之*; 日比 宏基*; 菅 太郎*; 大木 繁夫; 久語 輝彦; 大久保 努

no journal, , 

原子力機構と三菱重工業で共同策定した大型高速炉核設計手法の検証ロジック(案)に基づき、大型高速炉の効率的な開発に資する要検討項目を抽出した。産学連携及び有識者による第3者レビューを視野に、具体的な大型高速炉をイメージし、信頼性の高い検証の方法を構築するために必要なR&D計画(案)を策定し、マイルストーンを定めた。

口頭

高速増殖炉の炉心耐震性評価手法の開発

村上 久友; 北村 誠司; 山澤 知之*; 碇本 岩男*; 菅 太郎*

no journal, , 

高速増殖炉における耐震性評価手法の整備の一環として、地震時の炉心群振動挙動を考慮した投入反応度評価手法を開発している。今回、全炉心を対象とした3次元の群振動解析結果を用いて投入反応度を評価する方法を構築した。この手法により、過度に保守側になることなく、現実的な投入反応度量の予測が可能となる。

口頭

次世代高速炉の核設計における解析手法の詳細化の検討,1; Naボイド反応度の解析手法

杉野 和輝; 大木 繁夫; 菅 太郎*

no journal, , 

次世代高速炉の核設計では、従来の比較的粗い解析モデルを用いた基準計算値に解析手法上の詳細化のための補正係数を適用するアプローチに代わり、基準計算を合理的に詳細化することにより設計値の確度向上を図っている。本件では、Naボイド反応度を対象に格子計算モデルの詳細化について検討を行った結果を報告する。

口頭

JSFR炉心設計における出力分布に対する内部ダクト方向性効果の取扱い

森脇 裕之*; 菅 太郎*; 大木 繁夫

no journal, , 

JSFR炉心では、再臨界回避のため、六角ラッパ管の一角に内部ダクトを持つ燃料集合体を採用している。この内部ダクトの向きに応じた局所的な出力分布歪み「内部ダクト方向性効果」の発生が報告されている。この効果について、現実的な内部ダクトの向きを想定した場合の評価に基づき、炉心設計での取扱いを検討した結果を報告する。

口頭

第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドラインに関わる検討,7; 炉心系安全設計ガイドラインの要点

谷 明洋*; 菅 太郎*; 岡野 靖

no journal, , 

安全設計ガイドライン(SDG)へ反映すべき重要な項目のうち、炉心系に関連する「(1)高温, 高内圧, 高照射環境に耐える燃料設計」、「(2)炉心冷却性」、「(3)能動的炉停止」、「(4)受動的炉停止または固有反応度フィードバックを活用した炉停止」、「(5)炉心損傷時時の再臨界による過大なエネルギーの発生防止と原子炉容器内保持冷却」の概要を、対応する我が国の次世代SFRの設計概念を踏まえて説明する。

口頭

次世代高速炉核設計手法のモデルV&VおよびUQ,1; モデルV&VおよびUQの考え方

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 大木 繁夫

no journal, , 

シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインを踏まえ、次世代高速炉核設計手法のV&VおよびUQの基本的考え方を構築した。

口頭

次世代高速炉核設計手法のモデルV&VおよびUQ,2; Verification

池田 一三*; 菅 太郎*; 丸山 修平; 大釜 和也

no journal, , 

75万kWeの次世代ナトリウム冷却高速炉を対象として、3次元のAs-built体系に対する連続エネルギーモンテカルロ法による計算結果を参照解とし、核設計に適用する決定論・最確評価手法のVerificationを実施し、解析モデルに起因する不確かさを定量化した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,1; 炉心設計に対する性能要求と設計条件

大木 繁夫; 近澤 佳隆; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計の結果について実証段階の炉心を中心に3件のシリーズ発表で報告する。本報では炉心設計に対する性能要求と設計条件を述べる。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,3; 炉心構成の高度化検討

森脇 裕之*; 小倉 理志*; 菅 太郎*; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の高度化として、実証段階の75万kWe級炉心を対象に制御棒挿入位置の変化に伴う出力分布の変動が抑制される炉心構成を検討し、炉心水平方向出力分布の平坦化を達成した。

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