もんじゅの過去・今・これから

向 和夫; 荒井 眞伸; 伊藤 和寛; 大川内 靖

日本原子力学会誌ATOMO, 56(9), p.554 - 560, 2014/09

https://doi.org/10.3327/jaesjb.56.9_554

エネルギー基本計画で、「もんじゅ」を進めることが改めて明確になった。しかし、その運転再開時期については、いまだに不透明のままである。「もんじゅ」をめぐる現場は今、どうなっているのか。一方で、日米原子力協力協定の改定が2018年に迫り、この時までに「もんじゅ」が運転を再開していなければ、日本に認められている核燃料サイクル政策の実行に悪影響を及ぼす可能性があるとも言われている。これらにどう対処していけばよいのか。東京工業大学の澤田哲生氏と「もんじゅ」の技術者で議論を行った。

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)報告書「制御棒価値確認」

加藤 優子; 矢吹 健太郎*; 大川内 靖

JAEA-Technology 2013-018, 118 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-018.pdf:3.73MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間にわたって実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験のうち、「制御棒価値確認」では、制御棒価値測定のための基礎データを取得するとともに、各制御棒の反応度価値を測定した。

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Puの組成が半減し、Amの組成が倍増している点である。Puの崩壊に伴うものである。燃料交換に伴い、UとPuの組成が若干変化したが、Puと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、Puと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Puと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。

Characterization of neutron fields in the experimental fast reactor Joyo MK-III core

前田 茂貴; 伊藤 主税; 大川内 靖; 関根 隆; 青山 卓史

Reactor Dosimetry State of the Art 2008, p.474 - 482, 2009/00

https://doi.org/10.1142/9789814271110_0059

照射性能を向上させた「常陽」MK-III炉心の核熱特性評価を詳細に把握するため、多重放射化箔,ヘリウム蓄積型フルーエンスモニタ(HAFM),熱膨張差型温度モニタ(TED)を装填した集合体をMK-III炉心に装荷して、測定と解析を実施した。本論文では、このうち、ドシメータによる中性子照射場特性の測定と解析について述べる。(1)合計92セットのドシメータにより、燃料領域から炉容器外照射孔まで含めた範囲の各種反応率分布を系統的に測定し、中性子束や出力分布を実験的に把握できた。(2)炉心燃料領域においては、MK-III炉心管理用に開発整備したHESTIAコードにより、U核分裂率を4%以内の誤差で評価できることがわかった。(3)内部構造が非均質な照射試験用集合体については、幾何学形状を厳密にモデル化できるモンテカルロ計算により、計算誤差を6%に低減できる。(4)反射体領域より外側では3次元輸送計算コードTORTが有効であるが、内側反射体については最大で約20%の過大評価となっており、現状ではモンテカルロ計算で補正する必要がある。

弥生炉を用いたAm, Am核分裂断面積の測定

大川内 靖; 大木 繁夫; 若林 利男; 山口 憲司*; 山脇 道夫*

JNC TY9400 2004-004, 37 Pages, 2004/05

JNC-TY9400-2004-004.pdf:1.03MB

高速炉を用いたマイナーアクチナイド(MA)核種の核変換研究の一環として、高速中性子源炉「弥生」において、235Uに対するMA(241Am, 243Am)の核分裂断面積比をバック・ツー・バック(BTB)核分裂検出器を用いて測定した。弥生炉の炉心を貫く主実験孔(グローリーホール)における測定のため、小型BTB検出器を準備した。グローリーホール内の測定位置を炉心中心から劣化ウランブランケットまで変えることにより、核分裂断面積比の中性子スペクトル依存性を調べた。核分裂断面積比の測定結果を、核データライブラリ(JENDL-3.2、ENDF/B-VI、JEF-2.2)を用いて計算した値と比較した。炉心中心における241Am, 243Am双方についての計算値は、1020%の系統的な過小評価となることがわかった。計算値における核データライブラリ間のバラツキは、測定値との相違に比べると小さいものであった。また、C/E値には測定位置依存性が見られている。本測定結果には測定精度の面で課題がある。波高スペクトルに対するアンフォールディング等により誤差の原因を取り除くことができれば、241Am, 243Amや中性子スペクトル場を形成する235U, 238Uの核データ検証における参考情報として、本測定結果を活用できると考えられる。

「常陽」MK-3炉心管理コードシステム"HESTIA"の開発

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。

「常陽」MK-II炉心特性データベース-改訂版-

大川内 靖; 前田 茂貴; 関根 隆; 長崎 英明*

JNC TN9410 2001-019, 96 Pages, 2001/12

JNC-TN9410-2001-019.pdf:3.88MB

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た集大成を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。今回、これらの要望に応えるため、データベースの改訂を行った。ここでは、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ライブラリに基づくJFS-3-J3.2セットへ更新した。また、本データベースに追加すべき内容として要望の多かった全制御棒価値(Total Worth)、動特性パラメータ及びMK-II性能試験データを追加した。さらに、初版のデータベース公開後に運転された第3235サイクルにおける運転特性試験データも新たに収録した。改訂したデータベースは、初版と同じ構成とし、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。

Measurements of neutron induced fission cross-section for Am from 0.003eV to 10keV using lead slowing-down spectrometer, thermal neutron facility and time-of-flight method

甲斐 哲也; 小林 捷平*; 山本 修二*; Cho, H.*; 藤田 薫顕*; 木村 逸郎*; 大川 内靖*; 若林 利男*

Annals of Nuclear Energy, 28(8), p.723 - 739, 2001/05

https://doi.org/10.1016/S0306-4549(00)00086-4

背中合わせ型核分裂計数管を用いて0.003eVから10keV領域におけるAm核分裂断面積を測定した。これらの実験は、京都大学鉛減速スペクトロメータを用いた0.03eV~10keV領域、京都大学原子炉熱中性子照射施設における0.025eV、飛行時間分析法による0.003eV~35eV領域において行った。測定結果を評価済み核データファイルJENDL-3.2,ENDF/B-VI,JEF-2.5及び既存の比較して、評価済み核データの妥当性を議論した。

弥生炉を用いたMA崩壊熱測定 -線崩壊熱測定 -

大川内 靖; 庄野 彰

JNC TN9400 2001-001, 100 Pages, 2000/08

JNC-TN9400-2001-001.pdf:2.83MB

U-235及びNp-237における高速中性子核分裂による核分裂生成物からの線崩壊熱を、放射線計測法(線エネルギースペクトルを測定する方法)を用いて測定した。試料は、東京大学の高速中性子源「弥生炉」を用いて照射した。線エネルギースペクトルの測定は、NaI(Tl)シンチレーション検出器を用いて行い、照射中の核分裂数の評価は、Ge検出器を用いて測定した線エネルギースペクトルから求めた。測定された線(1024chのパルス波高分布)はバックグランドを差し引き、検出器の応答関数のエネルギー群構造に一致するように340群へバンチングした。バンチングしたパルス波高分布は、アンフォールデイングコードFERDOと検出器の応答関数を用いてエネルギースペクトルに変換した。エネルギースペクトルに変換後、核分裂数で規格化し、エネルギーで積分することで測定したタイムステップ毎の崩壊熱を得た。実験から直接得られる有限時間照射崩壊熱は、照射条件が異なる実験値や各種計算値との比較ができないので、瞬時照射崩壊熱に変換した後、JNDC-V2を用いた総和計算値と比較した。今回測定したU-235の結果は、同様の手法を用いて測定された他の結果と約10%で一致しており、実験手法の再現性が確認できた。今回測定したNp-237の結果は、冷却時間が約200秒2500秒の範囲でJNDC-V2を用いた総和計算値と約8%で一致した。今後の課題として、実験誤差の検討、核分裂数の最終評価などが挙げられる。また、冷却時間の短いデータの精度を上げるために短時間照射の追加測定を行う必要がある。冷却時間の長いデータの精度向上のためには、データ処理の改善が必要である。また、線崩壊熱については線と同様の測定データを得ており、エネルギー校正や検出器の応答関数に留意して線崩壊熱と同様のデータ処理、総和計算との比較を進める予定である。

ORLIBJ32: The Set of new libraries of ORIGEN2 code based on JENDL-3.2

須山 賢也; 片倉 純一; 大川 内靖*; 石川 眞*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), p.20 - 0, 2000/00

日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2に基づいた、ORIGEN2コードのための新ライブラリORLIBJ32が開発された。そのライブラリ一群断面積だけではなく、燃焼度依存アクチノイド断面積や、崩壊及び核分裂収率データを含んでいる。そのライブラリの主な目的は、軽水炉の場合には全燃料集合体にわたって平均化した同位体組成を求めることであり、FBRの場合には、炉心全体にわたった平均組成を得ることである。作成目的の燃料集合体はPWR1717燃料集合体であり、BWRの場合には、88あるいは99燃料である。FBRの場合の目的の炉心とブランケットは、いくつかの考えられている規格から選択された。LWR燃料の評価は、日本原子力研究所で行われた照射後試験の解析によって行われた。その評価によると、多くの同位体の計算値が向上していることが示されている。FBRライブラリの評価は、新旧のFBRライブラリ間の比較によって行われた。いくつかの同位体の計算された重さは大きな差を示している。この比較は、計算された結果の差が目的とする系の中性子スペクトルに依存していることを示している。