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論文

A Validation study of a neutronics design methodology for fast reactors using reaction rate distribution measurements in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.

論文

A Design study on a mixed oxide fuel sodium-cooled fast reactor core partially loading highly concentrated MA-containing metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.

論文

Study on heterogeneous minor actinide loading fast reactor core concepts with improved safety

大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09

A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.

論文

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.

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

Comparative study on burnup characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.

論文

Tradeoff analysis of metal-fueled fast reactor design concepts

Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

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

Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

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.

論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.52(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

論文

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06

日米二国間協力枠組による民生原子力研究開発ワーキンググループにおける国際協力の下、アルゴンヌ国立研究所(ANL)および原子力機構は、JSFR金属燃料炉心のベンチマーク研究を実施してきている。このベンチマーク研究では、ANLおよび原子力機構の決定論最確評価手法およびモンテカルロ法により、平衡サイクル初期の炉心核特性を評価した。ANLおよび原子力機構の解析結果は、中性子増倍率において200pcm以下の差で、ナトリウムボイド反応度、ドップラ係数および制御棒価値において3%以下でよく一致した。決定論による近似の影響を分析するとともに、解析手法の違いによる結果への影響を把握するため、決定論およびモンテカルロ法の計算結果を比較した。また、核データライブラリの違いによる影響を感度解析法により分析した。

論文

Revision of the JENDL FP fission yield data

片倉 純一*; 湊 太志; 大釜 和也

EPJ Web of Conferences (Internet), 111, p.08004_1 - 08004_5, 2016/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:0.46

2011年にJENDL核分裂生成物収率データライブラリ(JENDL/FPY-2011)が公開された。このJENDL/FPY-2011を使用した崩壊熱計算は、実験データをよく再現することが確かめられている。その一方で、遅発中性子計算では、実験データを再現できないという報告があった。この問題を解決するため遅発中性子の感度解析が行ったところ、JENDL/FPY-2011のいくつかの核分裂生成物の収率に問題があることが分かった。その問題を解決するために、今回JENDL/FPY-2011の改訂を行った。その一つの例として、$$^{235}$$Uの熱中性子核分裂における$$^{86}$$Geの収率があり、改訂前の収率は6.277$$times10^{-3}$$と大きな値を掲載していた。再評価と再計算の結果、現在は3.437$$times10^{-6}$$となり、近傍の核分裂生成物の収率と比較して辻褄の合う値となっている。本講演では、再評価の方法や改訂された値について紹介を行う。

論文

Improvement of transient analysis method of a sodium-cooled fast reactor with FAIDUS fuel sub-assemblies

大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した$$alpha$$-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。

論文

Japan-IAEA Joint原子力エネルギーマネジメントスクールHuman Networkセッション開催; 世界の原子力の若手をつなぐ人的ネットワーク構築をめざして

西山 潤*; 大釜 和也; 坂本 辰次郎*; 渡辺 凜*

日本原子力学会誌, 57(2), p.123 - 125, 2015/02

原子力エネルギーマネジメントスクールにおいて、新規原子力導入国を含む海外15ヵ国からの19名の研修生および12名の日本人研修生参加のもと、原子力分野で働く若手の人的ネットワーク構築のための知見共有および意見交換を目的とした特別セッションを開催した。同セッションでは、活動経験共有のための発表とともに、人的ネットワーク構築を行うための方策として、Young Generation Network(YGN)活動を例に、必要性、課題、今後活動を広めていくためにできることについて全体討論を行った。

論文

Comparison and sensitivity analysis of the core characteristics of a sodium-cooled fast breeder reactor with 750 MWe output evaluated by JENDL-4.0 and ADJ2000R

大釜 和也; 大木 繁夫; 杉野 和輝; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.558 - 567, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.18(Nuclear Science & Technology)

新たな核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットを用い、高除染MOXおよび高MA含有燃料を装荷した750MWe出力のナトリウム冷却高速増殖炉の炉心特性を評価した。この炉心特性を、従来より高速炉炉心設計に使用しているADJ2000Rに基づき評価した炉心特性と比較し、両者による違いを分析した。両炉定数セットにおける重要な核種・反応の核データの違いに起因する炉心特性への影響につき、燃焼感度分析により分析した。JENDL-4.0を高速炉設計に適用することにより、ADJ2000Rによる評価結果よりも増殖比,燃焼反応度,制御反応度収支が改善することがわかった。これは、両炉定数セットのU-238およびPu-239の捕獲反応断面積の差のためであることがわかった。また、両炉定数セットにより評価したナトリウムボイド反応度の差は1%以下だった。感度分析の結果、ADJ2000Rに比較して、JENDL-4.0の評価結果では、ナトリウムの弾性散乱断面積、U-238の非弾性散乱断面積および$$mu$$-averageの差に起因するナトリウムボイド反応度増加への寄与が生じるが、この増加への寄与は、Pu-239の捕獲反応断面積、鉄の非弾性散乱断面積およびAm-241の捕獲反応断面積の差によるナトリウムボイド反応度減少への寄与により相殺されることがわかった。

報告書

国際原子力機関原子力エネルギーマネジメントスクールの開催; 2012年

大釜 和也; 安藤 葉子; 山口 美佳; 生田 優子; 篠原 伸夫; 村上 博幸; 山下 清信; 上坂 充*; 出町 和之*; 小宮山 涼一*; et al.

JAEA-Review 2013-004, 76 Pages, 2013/05

JAEA-Review-2013-004.pdf:13.53MB

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)は、原子力人材育成ネットワーク、東京大学及び日本原子力産業協会とともに、日本がアジアの原子力人材育成の中核となることを目指し、IAEAの原子力エネルギーマネジメントスクールを我が国に招致した。同スクールにおいては、IAEAの専門家を講師とした講義のほか、多くの日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義や施設見学を提供した。このスクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化及び新規原子力導入国等の人材育成へ寄与することができた。また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、我が国初となる本スクールの開催により、省庁,大学,メーカ,電力,研究開発機関が一体となって協力しあったことにより、国内の原子力人材ネットワークの協力関係の強化を行うことができた。本報告では、今後の我が国による国内外の国際原子力人材の育成事業の効果的実施に資するため、本スクールの準備、開催状況及び評価について述べる。

論文

IAEA原子力エネルギーマネジメントスクール日本開催; アジアにおける原子力人材育成の中核をめざして

上坂 充*; 山下 清信; 大釜 和也; 服部 拓也*

日本原子力学会誌, 55(1), p.53 - 56, 2013/01

国際原子力機関(International Atomic Energy Agency)は将来、原子力を計画・運営・管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクール(Nuclear Energy Management School)を2010年より開催している。原子力人材育成ネットワーク,日本原子力研究開発機構,東京大学及び日本原子力産業協会は、我が国の若手人材の国際化、新規原子力導入国等の人材育成への寄与及びIAEAとの協力関係の促進を目的とし、IAEAとともに、2012年6月にスクールを茨城県東海村にて開催した。このスクールでは、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴をいかしつつ、多くの日本人専門家の協力を得て、我が国の原子力の状況・経験の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。新規原子力導入国を含む海外13か国からの21名の研修生及び18名の日本人研修生は、講義や施設見学を通して原子力を学び、グループワークを通して議論を深め、3週間の生活におけるコミュニケーションを通してお互いを知り、参加者同士の国際的な人的ネットワークを構築する機会を得た。

論文

Fast Breeder Reactor core design study using JENDL-4.0

大釜 和也; 大木 繁夫; 大久保 努

JAEA-Conf 2012-001, p.21 - 26, 2012/07

The core characteristics of a sodium-cooled Fast Breeder Reactor (FBR) with 750 MWe output were evaluated by using the fast reactor cross section set JFS-3-J4.0, which was generated by the new Japanese nuclear data library JENDL-4.0. The core characteristics were compared with those obtained by using the former fast reactor cross section set JFS-3-J3.3 in order to investigate differences between the both results. Effects on the core characteristics caused by differences in cross sections of important reactions and nuclides in the cross section sets were analyzed.

論文

世界原子力大学へ行こう!

大釜 和也; 荻野 晴之*; 佐藤 隆彦*; 鈴木 彩子*

日本原子力学会誌, 53(7), p.509 - 513, 2011/07

原子力分野における国際的な次世代リーダーの育成と原子力の国際教育を目的として、世界原子力協会および世界原子力発電事業者協会等の支援により2005年から開催されている世界原子力大学の2010年の夏季研修に参加した。多くの若手原子力関係者に、本研修プログラムに興味関心を持ち、今後さらに多くの方にご参加いただくため、筆者らの参加経験について紹介した。

口頭

SiC減速材を用いた金属燃料高出口温度型炉心の検討

小林 登; 小川 隆; 永沼 正行; 大釜 和也; 大木 繁夫; 水野 朋保

no journal, , 

金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、ボイド反応度が大きくドップラ係数の絶対値が小さい傾向がある。これらの反応度特性を改善することを目的として、炭化ケイ素SiCを減速材として炉内に装荷し中性子スペクトルを軟化した炉心を新たに考案して、その核熱設計を実施し、金属燃料炉心の反応度特性及び炉心性能が向上した金属燃料炉心が成立する見通しを得た。

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