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報告書

核分裂生成物のマスバランス解析のための核種選定

岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

JAEA-Data/Code 2020-023, 32 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2020-023.pdf:1.67MB

核燃料サイクルで発生する放射性廃棄物のマスバランスを評価するためには、原子炉運転に始まり、再処理,ガラス固化,中間貯蔵,地層処分まで含めた、分野横断的な解析が求められる。日本原子力研究開発機構では核燃料サイクルのマスバランス解析を可能とする、Nuclear Material Balanceコード(NMBコード)を開発している。しかし、従来のNMBコードの解析対象は26核種のアクチノイドに対して核分裂生成物(FP)が2核種のみであり、アクチノイドのマスバランス解析に特化している。よって、バックエンドのマスバランス解析を精度良く行うために、NMBコードの計算で扱われるFP数を拡充する必要がある。本研究ではNMBコードにおいて解析対象とすべき主要なFPが選定され、NMBコードに実装するべきFPのリストが作成された。軽水炉ウラン燃料,軽水炉MOX燃料,高速炉MOX燃料の2炉型、3燃料の条件でORGIENを用いた燃焼・崩壊計算を行い、質量,発熱量,放射能量,被ばく線量,固化体阻害因子の5つの評価指標においてFPが選定された。また、ORIGENと同等の計算精度を有する簡易的な燃焼チェーンをNMBコード内で構成するために必要なFPが選定された。その結果、核種数が異なる2つのリスト(詳細リストと簡易リスト)が作成された。

論文

加速器駆動システムを用いた分離変換サイクルにおける核不拡散性に関する研究; サイクル初期の燃料集合体の${it Attractiveness}$評価

大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、ADS施設の貯蔵プールに保管されている第一サイクルの燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)について、SGの検認精度やPPのレベルの検討に資する物質魅力度が評価された。さらに、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の同評価結果と比較された。その結果、ADS第一サイクルの燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体よりも物質魅力度が低いということが明らかとなったため、ADS施設の貯蔵プールに保存されている第一サイクルの燃料集合体に求められるSGの検認精度やPPのレベルについては、BWRのMOX燃料集合体と同等かそれ以下で十分であることが明らかとなった。

論文

Measurement of $$^{243}$$Am fission rates in low-enriched uranium region at A-core of KUCA

大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

KURNS Progress Report 2019, P. 14, 2020/08

加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界実験装置(KUCA)で局所的に構築した低濃縮ウラン領域において、ウラン-235($$^{235}$$U)に対するアメリシウム-243($$^{243}$$Am)の核分裂反応率比を核分裂計数管で測定した。その結果、$$^{243}$$Am/$$^{235}$$Uは、0.042$$pm$$0.002となった。ここで得られた実験結果は、今後核データの検証に用いられる。

論文

Sample worth measurements of lead and bismuth in low-enriched uranium region at A-core of KUCA for ADS

福島 昌宏; 大泉 昭人; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

KURNS Progress Report 2019, P. 143, 2020/08

加速器駆動未臨界システム(ADS)の冷却材候補である鉛及びビスマスの核データ検証に資するため、局所的に構築した低濃縮ウラン領域において、鉛とビスマスのサンプル反応度価値測定を実施した。その結果、Biの測定値は解析値とよく一致したが、鉛は解析値が測定値を過大評価する結果となった。

論文

Systematic measurements and analyses for lead void reactivity worth in a plutonium core and two uranium cores with different enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.

Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。

論文

Measurement of MA reaction rates under sub-critical condition with spallation neutron source in A-core of KUCA for ADS

大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 千葉 豪*; 山中 正朗*; 佐野 忠史*; Pyeon, C. H.*

KURNS Progress Report 2018, P. 38, 2019/08

加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本実験では、核破砕中性子源を用いた未臨界炉心(k$$_{rm eff}$$=0.998)の体系を京都大学臨界実験装置(KUCA)で構築し、ウラン-235($$^{235}$$U)に対するネプツニウム-237($$^{237}$$Np)及びアメリシウム-241($$^{241}$$Am)の核分裂反応率比を核分裂計数管で測定した。その結果、$$^{237}$$Np/$$^{235}$$U及び$$^{241}$$Am /$$^{235}$$Uは、それぞれ0.014$$pm$$0.002,0.023$$pm$$0.005となった。ここで得られた実験結果は、今後核データの検証に用いられる。

論文

Sample worth measurements with systematically changed mixing ratios of lead and bismuth in A-core of KUCA for ADS

福島 昌宏; 大泉 昭人; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

KURNS Progress Report 2018, P. 143, 2019/08

加速器駆動未臨界システム(ADS)の冷却材候補である鉛及びビスマスの核データ検証に資するため、鉛とビスマスの混合比を系統的に変化させたサンプル反応度価値測定を実施した。これらのデータは、2013年及び2017年に個別に取得された鉛サンプル及びビスマスサンプル反応度価値の実験データを補完するものあり、今後、系統的な核データ検証に用いられる。

論文

Measurement of MA reaction rates using spallation neutron source

大泉 昭人; 福島 昌宏; 辻本 和文; 山中 正朗*; 佐野 忠史*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2017, P. 50, 2018/08

加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発において、マイナーアクチノイド(MA)の核データ検証に資する反応率の実験データの拡充は重要である。本研究では、京都大学臨界実験装置(KUCA)で核破砕中性子源を用いたネプツニウム-237($$^{237}$$Np)とアメリシウム-241($$^{241}$$Am)への照射を3時間行い、反応率の測定を行った。本実験では、核破砕反応に起因する$$gamma$$線の影響が大きく、臨界実験などで得られる一般的な核分裂反応の波高分布とは異なる傾向を示しているが、$$^{237}$$Npの捕獲反応率は測定できた。$$^{237}$$Npと$$^{241}$$Amの核分裂反応率を測定できた臨界体型での実験から得られた捕獲反応率は、本実験の測定結果の約8倍程度であった。したがって、核破砕反応に起因する$$gamma$$線の影響を低減させ、照射時間を24時間以上に延ばすことで、核破砕中性子源を用いた核分裂反応を計数できる可能性がある。

論文

Research and development activities for accelerator-driven system in JAEA

菅原 隆徳; 武井 早憲; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 西原 健司; 辻本 和文

Progress in Nuclear Energy, 106, p.27 - 33, 2018/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:81.13(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換するため、加速器駆動未臨界システムの検討を行っている。ADSの研究開発には幾つもの固有の課題があり、本発表では実現性および信頼性が高いADS概念を実現するための2つの活動について紹介する。実現性については、加速器と未臨界炉の境界となるビーム窓の設計が大きな課題の一つである。このビーム窓の設計条件を緩和するため、未臨界度調整機構の導入を検討した。この炉心概念を対象として、粒子輸送, 熱流動, 構造解析の連成解析を行い、より実現性の高いビーム窓概念を提示した。信頼性に関しては、ビームトリップがADS固有かつ深刻な課題となっている。過去の検討では、既存の加速器の運転データをもとに、ADS用加速器のビームトリップ頻度を評価した。このビームトリップ頻度を改善するため、本検討では多重加速器概念を提案し、そのビームトリップ頻度を評価した。その結果、多重加速器概念は、より信頼性の高いADSプラントの運転を実現できることが示された。

論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.63(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

Investigation for subcriticality adjustment mechanism of LBE-cooled Accelerator-Driven System

大泉 昭人; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文

NEA/NSC/R(2017)2, p.152 - 160, 2017/06

The JAEA has investigated 800-MWth Accelerator-Driven System (ADS) to transmute minor actinides. One of the most important issues for the ADS development is the design of a beam window which is a boundary of the accelerator and the sub-critical reactor. Since the past shape of the beam window is difficult to fabricate, a hemispherical shape one is considered as a new concept. To realize the hemispherical shape beam window, it is required to decrease the maximum proton beam current. For this purpose, a new concept of sub-criticality adjustment mechanism using control rod (CR) or burnable poison (BP) is investigated. The results of neutronics calculation show that the concepts with boron carbide and tantalum CRs have good property to adjust the sub-criticality. They have a possibility to maintain the proton beam current at 10 mA during the operation, which is a great benefit for the beam window design since the proton beam current becomes half of the previous design. However, it is required to consider CR drive mechanism to keep out of the beam window and related apparatus. For the concept with BP, it is observed that the maximum proton beam current is 17 mA. This value is better than the reference case. Moreover, the BP concept is achieved by just introducing BP without driver mechanism. These concepts are useful to adjust the sub-criticality and mitigate the design condition of the beam window.

論文

Development of three-dimensional reactor analysis code system for accelerator-driven system, ADS3D and its application with subcriticality adjustment mechanism

菅原 隆徳; 西原 健司; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2018 - 2027, 2016/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.89(Nuclear Science & Technology)

未臨界度調整機構を伴った加速器駆動未臨界システム(ADS)炉心概念のパラメトリックサーベイを行うため、炉心解析コードシステムADS3Dを開発した。ADS3Dは、決定論に基づく3次元体系の中性子輸送計算、燃焼計算そしてADS特有の燃料交換を扱うことが可能である。開発したコードについては、モンテカルロコードMVP-BURNによる計算結果との比較を行うことで検証を行った。ADS3Dの応用として、未臨界度調整機構として制御棒を導入したADS概念の核設計を実施した。その結果、制御棒の導入により、最大陽子ビーム電流値が従来の20.5mAから11.6mAに減少することを示した。この電流値の低下は、ビーム窓の設計条件緩和に大きく寄与する。

論文

Current activities for research and development on accelerator-driven system in JAEA

菅原 隆徳; 西原 健司; 武井 早憲; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 佐々 敏信; 辻本 和文

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.648 - 656, 2015/09

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換することを目的に、加速器駆動核変換システム(ADS)の検討を行っている。ADSは加速器と原子炉を組み合わせたシステムのため、様々な固有の研究開発項目がある。ここでは、より成立性および信頼性の高いADS概念を得るために行われている最新の2つの活動について報告する。成立性については、ビーム窓の設計が重要な課題の一つとなっている。ビーム窓の設計条件を緩和する、すなわち陽子ビーム電流値を下げるため、未臨界度調整機構を導入した炉心概念の検討を行った。その結果、例えば制御棒を導入することにより、陽子ビーム電流値を従来設計の20mAから10mAに下げることができることを示した。信頼性については、ビームトリップ頻度の問題が挙げられる。本研究では、加速器二台構成概念を提案した。この概念に対して、J-PARCリニアックの運転データおよびモンテカルロ法を用いてビームトリップ頻度を評価した。これらの評価の結果、加速器二台構成概念は、より信頼性の高いADS加速器の運転を可能とすることが示された。

論文

Physical mechanism analysis of burnup actinide composition in light water reactor MOX fuel and its application to uncertainty evaluation

大泉 昭人; 神 智之*; 石川 眞; 久語 輝彦

Annals of Nuclear Energy, 81, p.117 - 124, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.25(Nuclear Science & Technology)

燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムを把握することは、バックエンド施設設計の妥当性や信頼性の必要条件を満たすために不可欠である。したがって、核データ等の物理量に起因する不確かさは定量的な分析が必要となる。本論文では、軽水炉MOX燃料を対象とし、一般化摂動論に基づいた核データ感度を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムの分析手法を示す。まず、燃焼チェーン上に反応率を示した図を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の基本的な物理メカニズムについて議論する。次に、燃焼感度解析を用い、アクチノイドが生成される物理メカニズムについて詳細な分析を行う。ここでは、例として$$^{244}$$Cmと$$^{238}$$Puが生成される物理メカニズムについて分析する。最終的に、燃焼チェーン上に反応率を示した図と燃焼感度解析の組み合わせにより、アクチノイドの生成源の同定や核反応の間接的な影響の評価までできることを示す。また、燃焼感度係数の適用例として、核データ精度向上の優先度の判断に有用となる、核データ共分散と組み合わせた評価手法を紹介する。また、付録には、アクチノイドや反応を感度の傾向別に分類した結果を載せている。

報告書

FCA-IX炉心におけるTRU核種の核分裂率比に関するベンチマーク問題の整備

福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則

JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。

論文

Neutronic characteristics of lead-bismuth in KUCA A core for accelerator-driven system

菅原 隆徳; 大泉 昭人; 北村 康則; 岩元 大樹; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*

KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物中のマイナーアクチノイド(MA)を核変換することを目的として、加速器駆動核変換システム(ADS)の研究を行っている。原子力機構で検討しているADSは、鉛ビスマス(LBE)冷却型ADSである。LBE冷却型ADSの核特性解析においては、核変換の対象であるMAだけでなく、冷却材のPbの核データの影響が大きいことが指摘されている。そこで本研究では、京都大学原子炉実験所臨界集合体KUCAのA架台において、AlのプレートをPbもしくはLBEプレートに置換した際のサンプル価値反応度を測定し、計算値との比較を行った。Pb同位体およびBiの核データの検証を目的に実験と解析結果を比較したところ、Pbの反応度価値に関してはJENDL-4.0を使用した解析結果が実験値を良く再現することがわかった。一方、Biについては、LBEのサンプル反応度価値の値が非常に小さく、解析値との比較が困難であった。今後、Biを対象とした同様の実験を行う場合には、置換するプレート枚数を増やすなどの対応が必要である。

報告書

平成23年度福島第一原子力発電所事故に係る福島県除染ガイドライン作成調査業務報告書

木原 伸二; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 久語 輝彦; 松田 規宏; 大泉 昭人; 笹本 広; 三ツ井 誠一郎; 宮原 要

JAEA-Research 2013-033, 320 Pages, 2014/07

JAEA-Research-2013-033.pdf:119.17MB

自治体等による除染計画の策定及び除染活動の実施の際に必要となる知見・データの蓄積をすることを目的に、森林に隣接した家屋、傾斜地等を含む南相馬市ハートランドはらまち、並びに家屋,畑,牧草地,果樹園等を含む伊達市下小国地区を対象として面的除染を実施した。除染エリアの地形、土地の利用状況等に応じて容易に実施可能な除染方法を用いた結果、除染後の空間線量率の平均値はおおむね除染前の1/2まで低減した。

論文

Development of a calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(5), p.656 - 670, 2014/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.1(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の事故で放出された放射性物質による環境汚染の修復に向けた除染計画の立案を支援するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEでは、新たに開発した線量率計算手法を用い、短時間に様々な除染シナリオの効果を調べることができる。本論文では、CDEの設計概念、入出力データ、線量率計算手法、精度検証、除染計画の検討及び公開後の利用状況を取りまとめた。空間線量率は、土壌と大気からなる無限平板体型に配置した線源から周囲の領域への単位放射能当たりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地域の放射能分布を乗じて計算する。応答関数は、線源核種の放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。開発した手法の検証として、単純化した計算体系における空間線量率と除染範囲の関係をCDEと汎用放射線輸送計算コードPHITSを用いて計算した結果、両者は極めてよい一致を示した。また、伊達市下小国地区における除染前の空間線量率分布をCDEで計算し、実測値と比較した結果、CDEは実際の汚染地域における空間線量率を適切に再現できることを示した。以上から、CDEには十分な予測精度があり、今後の除染計画の立案に活用できることを確認した。

報告書

軽水炉燃焼組成の核データ感度データベース

大泉 昭人; 神 智之*; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

JAEA-Data/Code 2013-019, 278 Pages, 2014/02

JAEA-Data-Code-2013-019.pdf:13.33MB
JAEA-Data-Code-2013-019-appendix-(CD-ROM).zip:114.27MB

過去の軽水炉燃料から将来想定される軽水炉燃料(PWR及びBWRにおけるUO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料の代表的燃料ピン仕様)の燃焼後燃料組成について、一般化摂動論に基づいた燃焼感度解析を行った。この解析においては、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0と汎用炉心解析システムMARBLEを用い、主要な核種である、35個の核分裂生成物と18個の重核種の燃焼後数密度について、多群(107群)断面積、半減期及び核分裂収率に対する感度係数を算出した。算出した感度係数については、データベースとして電子ファイルをCD-ROMに格納した。本報告書では、重要な結果を包括的に示すとともに、個々の燃焼感度係数について、物理的なメカニズムを詳細に考察した。本報告書にまとめた感度係数は、核データ共分散や照射後試験データを組み合わせることによって、verification & validation等への要求に応えることが可能となる。また、核データに起因した不確かさを要因別に評価できるため、設計合理化のための方策を検討する上で、物性データの精度向上を目指した、核データ測定への提案や炉物理実験のニーズの抽出を行うために有効なデータベースとなることが期待される。

論文

Evaluation of neutron economical effect of new cladding materials in light water reactors

大泉 昭人; 秋江 拓志; 岩本 信之; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.77 - 90, 2014/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.59(Nuclear Science & Technology)

Iron (Fe), nickel (Ni), titanium (Ti), niobium (Nb) and vanadium (V) are selected as possible component elements to cover a variety of new cladding materials for light water reactors (LWRs). The effect of larger thermal absorption cross sections of these elements than those of zirconium (Zr), together with those of silicon carbide (SiC), on the neutron economy in LWRs is evaluated by performing pin cell burnup calculations for a conventional pressurized water reactor (PWR), a low moderation high burnup LWR (LM-LWR) and a high moderation high burnup LWR (HM-LWR). As can be anticipated from the thermal cross sections, SiC has excellent neutron economy. The materials other than SiC largely decreases discharge burnup in comparison with Zircaloy (Zry). Among such elements of larger thermal absorption cross section, Nb has neutron economical advantage over the other materials except SiC in softer neutron spectrum reactors such as HM-LWR in which the atomic number ratio of hydrogen to heavy metal is 6. In the conventional LWRs, stainless steel of low Ni contents is as well as Nb for cladding material. The results of the analyses are summarized for the purpose to provide reference data for new cladding material development studies, in terms of the relation between fuel enrichment and cladding thickness from the viewpoint to achieve the same discharge burnup as the Zry cladding.

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