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論文

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.92 - 96, 2020/10

Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. The former studies showed the RRRP method with a super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. It turned out afterwards that a radially-dependent analytical uncertainty remained in the CRW estimation, which also affected the estimation of radial power distribution (RPD) in the control-rod inserted core. Fortunately, those effects were negligible for smaller fast reactor cores. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD for large fast reactor cores, this study refined the super-cell model in the RRRP method with the help of Monte-Carlo simulation.

報告書

3次元六角体系用中性子輸送計算コードの整備,2; MINISTRIコードの改良及び機能拡張

杉野 和輝; 滝野 一夫

JAEA-Data/Code 2019-011, 110 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-011.pdf:3.37MB

実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用三角メッシュ離散座標法(SN法)輸送計算コードMINISTRIコード(Ver.7.0)を整備した。具体的には、これまで整備したMINISTRIコード(Ver.1.1)の非収束性の問題を詳細に分析し、適切な改良を行うことにより、大型炉心体系への適用における収束性を飛躍的に向上させることができた。改良後のMINISTRIを種々の高速炉炉心を対象にして検証を行った結果、同じ断面積を用いた多群モンテカルロ法計算結果に対して、実効増倍率で0.1%以内、出力分布で0.7%以内の一致が見られ、十分な精度を有することを確認した。また、計算時間に関しては、初期拡散計算機能の導入と並列処理化により、従来と比較して約10分の1への計算時間の短縮を図ることができた。更に、セル非等方ストリーミング効果取り扱い機能の導入、摂動計算ツールの整備、六角格子内三角メッシュ毎断面積指定機能の追加、六角メッシュ計算コードMINIHEX統合を行い、汎用性を高めた。

論文

Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors

滝野 一夫; 杉野 和輝; 横山 賢治; 神 智之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1214 - 1220, 2018/04

Since next-generation fast reactors aim to achieve a higher core discharge burn-up than that of the conventional ones, nuclear design methods need to improve. In this study, we investigated the effect that the analytical conditions exhibit on the accuracy of estimations of the burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors. Suitable analytical schemes and conditions that maximize the estimation accuracy, while maintaining a low computational cost, were investigated in this study. We performed core burn-up survey calculations under several analysis conditions. Furthermore, we calculated the criticality, burn-up reactivity, control rod worth, breeding ratio, assembly-wise power distribution, maximum linear heat rate, sodium void reactivity, and Doppler coefficient for the equilibrium operation cycles. The accuracy of the low-cost calculations was evaluated by measuring the agreements with the referential detailed conditions.

論文

The Investigation of the new multipurpose research reactor succeeding to JRR-3

滝野 一夫; 新居 昌至; 村山 洋二

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.667 - 676, 2016/03

研究炉加速器管理部ではJRR-3の後継炉となる多目的試験研究炉の概念検討を開始した。研究炉に関する国際会議であるRRFMにおいて次期試験研究炉の概要及び検討状況について報告する。

口頭

次期試験研究炉の基本設計

新居 昌至; 滝野 一夫

no journal, , 

研究炉加速器管理部では、JRR-3が停止した後も継続して定常中性子を利用できる後継炉を設計するため、ワーキンググループを設置し検討を開始した。原子力学会2016春の年会において、後継炉の基本設計思想と今後の検討方針について紹介する。

口頭

次期試験研究炉(JRR-3後継炉)の炉心設計,1; 燃料及び炉心配置の検討

新居 昌至; 津村 貴史; 滝野 一夫

no journal, , 

JRR-3の後継炉として、大強度のビームと利便性の高い中性子束を安定かつ定常的に利用者に提供でき、かつ、RI製造や材料照射など他分野にも利用可能な汎用性の高い多目的研究炉の設計を進めている。日本原子力学会2016年秋の大会において、検討状況を発表する。

口頭

次期試験研究炉(JRR-3後継炉)の炉心設計,3; 熱的余裕の検討

津村 貴史; 新居 昌至; 滝野 一夫

no journal, , 

JRR-3の後継炉として、大強度のビームと利便性の高い中性子束を安定かつ定常的に利用者に提供でき、かつ、RI製造や材料照射など他分野にも利用可能な汎用性の高い多目的研究炉の設計を進めている。日本原子力学会2016年秋の大会において、検討状況を発表する。

口頭

次世代高速炉の核設計における燃焼核特性評価の解析条件の検討

滝野 一夫; 杉野 和輝; 横山 賢治; 神 智之*; 大木 繁夫

no journal, , 

高い燃焼度を設計目標とする次世代高速炉の核設計高度化のために、燃焼核特性評価における計算コスト(時間)と計算精度の関係を整理した。解析には汎用炉心解析システムMARBLE2を用いて、燃焼計算システムへの輸送計算ソルバーの導入のような検討上必要となる機能の拡張を行いつつ、群縮約効果や輸送効果をはじめ、種々の解析条件による影響を確認した。

口頭

次世代高速炉の核設計における燃焼核特性評価の解析条件の検討,2; 集合体出力分布及び最大線出力密度評価における解析条件

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

高い燃焼度を設計目標とする次世代高速炉の核設計高度化のために、集合体出力分布及び最大線出力密度に着目して、燃焼核特性評価における計算コスト(時間)と計算精度の関係を整理した。解析には汎用炉心解析システムMARBLE2を用いて、集合体出力分布及び最大線出力密度への補正係数を検討しつつ、群縮約効果や輸送効果をはじめ、種々の解析条件による影響を確認した。

口頭

次世代高速炉の核設計における燃焼核特性評価の解析条件の検討

滝野 一夫

no journal, , 

過去の検討で、高い燃焼度を設計目標とする次世代高速炉の核設計高度化のため、燃焼核特性解析における種々の解析条件の違いによる影響を評価し、解析精度と計算時間の観点から推奨される解析条件を導き出した。本発表では、その検討をレビューする。

口頭

次世代高速炉の核設計における燃焼核特性評価の解析条件の検討

滝野 一夫

no journal, , 

高燃焼度を目指した次世代高速炉の核設計高度化の一環として、現実的な計算時間内に収まり、高い精度を有する解析方法を検討した。本発表では、検討結果をレビューする。

口頭

次世代高速炉炉心の核設計における制御棒均質化法の検討

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代高速炉の核設計における制御棒の均質化断面積計算では、従来は全ての制御棒に対して周辺に内側炉心燃料集合体を6体(1層分)巻いたスーパーセルモデルを用いていた。しかし、このモデルは制御棒価値及び出力分布において径方向依存の系統的な誤差を生じさせ、特に大型炉心では有意なものとなっていた。そこで、本検討では、制御棒周囲の中性子空間分布がなだらかな内側炉心の制御棒と、中性子束勾配が急な内側炉心と外側炉心の境界部の制御棒に分けて、新たなスーパーセルモデルを提案し、従来と比較して解析誤差を制御棒価値で約1/5、出力分布で約1/3とする大幅な精度向上を達成した。

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