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報告書

高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴

JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB

最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。

論文

A Refined analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。

論文

Validation of decay heat evaluation method based on FPGS cord for fast reactor spent MOX fuels

宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05

本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445$$pm$$24Wから158$$pm$$9Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。

論文

A Scrutinized analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 岸本 安史; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.2610 - 2621, 2016/05

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験でも、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を8.1%過大評価することがわかった。このバイアスは、各種誤差要因に基づく差異だけでは説明できなかった。そこで、炉心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、2.9%の過大評価に削減された。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が重要な要因である可能性が示唆された。

論文

Basic experiment for kinetics analysis in sub-critical sate

北野 彰洋; 岸本 安史; 三澤 毅*; 羽様 平

KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10

従来の臨界近接は、逆増倍法を用いており、この方法では反応度添加後の安定計数率を使うために安定までの待機時間が発生する。したがって、臨界近接には長時間(例えば「もんじゅ」であれば数時間)を要する。本検討では遅発中性子挙動に基づいた臨界指標(CI: Critical Index)に基づき、より効率のよい臨界近接法を開発し、KUCAでの臨界近接実験にて適用性を確認した。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; JAEA's calculation results

高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び$$gamma$$線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。

論文

Criticality evaluation for the Monju restart core

羽様 平; 北野 彰洋; 岸本 安史*

Nuclear Technology, 179(2), p.250 - 265, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.4(Nuclear Science & Technology)

高速原型炉もんじゅは14年ぶりに2010年5月にシステム起動試験を再開した。再起動試験の第一段階ではゼロ出力炉心において炉物理パラメータが測定された。本論文は臨界性のデータ評価について述べる。最確評価値とその誤差を最も詳細なレベルで実施した。評価は国際的に認知されている手法に従い実施した。再起動炉心は$$^{241}$$Puの崩壊により前回性能試験の3倍である1.5wt%の$$^{241}$$Amを含んでいる。その解析精度に及ぼす影響を抽出するため、前回試験のデータについても同レベルの詳細度で再評価した。解析精度は4種類の核データライブラリについて評価した。その結果、JENDL-3.3, JENDL-4.0、及びENDF/B-VII.0を使用した場合は実験誤差の2$$sigma$$に相当する0.3%以内の精度で解析できることがわかった。$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度変化に対してはJENDL-4.0とJEFF-3.1を使用した場合に1%以内の精度で解析できることがわかった。

論文

Monju reactor physics experiments in the restart core

北野 彰洋; 大川内 靖; 岸本 安史*; 羽様 平

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.785 - 786, 2010/11

2010年5月に運転を再開した高速原型炉「もんじゅ」で実施された臨界性,制御棒価値,等温温度係数の測定実験について概要を述べる。再起動炉心の最大の特徴は、再開前の炉心に比べて$$^{241}$$Puの組成が半減し、$$^{241}$$Amの組成が倍増している点である。$$^{241}$$Puの崩壊に伴うものである。燃料交換に伴い、$$^{238}$$Uと$$^{239}$$Puの組成が若干変化したが、$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの組成にはほとんど変化はない。その結果、再起動炉心で取得される炉物理データは、$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの核データ検証のために有用と期待される。再開前の炉心と再起動炉心の臨界性の解析精度について差分をとると、炉心の変化に対する解析精度が把握できる。主要な核データ間での精度比較により、JENDL-3.3に比べて、JENDL-4やENDF/B-VIIの解析精度が優れていることを確認した。JENDL-4やENDF/B-VII間では差異は小さいが、JENDL-4の方が優れており、唯一実験誤差の範囲で一致している。再起動炉心で取得されたデータは$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの核データを検証するうえで貴重であることが確認できた。

論文

Monju core physics test analysis with JAEA's calculation system

高野 和也; 杉野 和輝; 毛利 哲也; 岸本 安史*; 宇佐美 晋

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

本検討では、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を検証することを目的とし、複数の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII)と、JAEAの標準解析手法に基づき、「もんじゅ」の炉物理試験解析(臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数)を実施した。また、感度解析を実施し、核データライブラリの違いによる影響を詳細に分析した。その結果、いずれの核特性においても、JENDL-3.3による解析結果は実験値と良い一致を示し、その他の核データライブラリと同等以上の精度を有していることが確認された。これより、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を確認することができた。感度解析の結果からは、「もんじゅ」は実機炉心の特性を活かして、高次Puの断面積や自己しゃへい効果の温度依存性の検証に非常に有効であることがわかった。

口頭

パソコン対話型「もんじゅ」炉心特性解析システムMEISTERの開発,10; 制御棒体系非均質モデルによる中性子束空間分布詳細検討

北野 彰洋; 岸本 安史*; 西 裕士; 宇佐美 晋

no journal, , 

「もんじゅ」炉心解析システムMEISTERを用いて制御棒体系非均質モデルの中性子束分布への影響の検討を行ってきた。ここでは、2次元輸送計算コードTWOTRANと2次元拡散計算コードCITATIONを用いて、MEISTERの計算モデルを模擬し、輸送計算との比較によりMEISTER体系非均質モデルの妥当性を確認する。

口頭

欧州炉物理解析システム「ERANOS」によるもんじゅ炉心解析

宇佐美 晋; 影山 武*; 諸橋 裕子; 北野 彰洋; 岸本 安史*; 照山 英彦; 西 裕士

no journal, , 

もんじゅでは炉心解析手法の高度化による設計余裕の合理化を検討中である。その一環として、フェニックス・スーパーフェニックスで使用実績のある仏国ERANOSシステムを用いてもんじゅの炉心解析計算を行い、その適用性を検証するとともに従来のJAEA解析システムの信頼性を確認した。

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