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山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：52 パーセンタイル：71.15(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
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。
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24
160日で719%に達することがわかった。
