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植松 眞理 マリアンヌ; Pr
le, G.*; Mariteau, P.*; Sauvage, J.-F.*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.434 - 447, 2015/03
被引用回数：2 パーセンタイル：16.36(Nuclear Science & Technology)Electricite de France(EDF)と原子力機構は、2008年に、将来のナトリウム冷却高速炉(SFR)の研究開発協力並びに情報交換を目的とした二国間協定を締結した。二国間協力の枠組みのもと、日本の開発するナトリウム冷却高速炉(JSFR)設計と将来のフランスの開発するSFR概念について、第一に将来のフランスのSFRの投資者及び運用者であるEDFの要件に基づき、第二にフランスの将来SFRへの適応を目指して整備しつつある安全基準に基づき、比較検討が行われた。本論文では、JSFR設計とEDFの将来のフランスSFRへの設計要求との比較研究について報告するとともに、EDFの観点から有益と評価されたJSFRの革新儀湯津について報告する。また、本比較研究の結果として、日本及びフランスの2国間の安全ベースラインの相違点が示されている。
久語 輝彦; 杉野 和輝; 植松 眞理 マリアンヌ; 沼田 一幸*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09
本論文は、大型高速炉核特性に関するOECDベンチマーク問題に対して、核データライブラリの効果および超詳細群計算の効果を分析した結果をまとめたものである。臨界性について、JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は約0.4%、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は約-0.1%であった。感度解析の結果、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、
Pu捕獲、
U非弾性散乱および
Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、
Na非弾性散乱、
Fe非弾性散乱、Pu核分裂、Pu捕獲、Pu核分裂、U非弾性散乱およびPu核分裂反応よるものであった。ナトリウムボイド反応度については、JEFF-3.1およびENDF/B-VII.1は、JENDL-4.0に比べて約8%の過小評価であった。JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、Na弾性散乱、Na非弾性散乱およびPu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、Na非弾性散乱反応によるものであった。超詳細群計算の効果は、ナトリウムボイド反応度を約2%大きくさせることが分かった。
植松 眞理 マリアンヌ; 久語 輝彦; 沼田 一幸*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 15 Pages, 2014/09
OECD/NEAにおける炉心及び原子炉システム作業部会(WPRS)枠組みにおいて、ナトリウム冷却高速炉(SFR)のベンチマーク解析が実施されている。このOECD/NEA/WPRSベンチマークのうち、中型金属燃料炉心について、決定論的手法に基づく高速炉炉心計算コードシステム(MARBLE)及びモンテカルロ法コード(MVP)を用いて解析評価を実施した。最新の核データ・ライブラリーJENDL-4.0を用い、固有値(k
)及び反応性(ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数および制御棒価値)の解析を実施するとともに、決定論的手法に基づく手法(MARBLE/BURNUP)及びモンテカルロ法に基づく手法(MVP-BURN)を用いた燃焼計算を実施した。更に、中型金属燃料ベンチマーク炉心を用い、核データライブラリの違い(JENDL-4.0とJEFF-3.1及びENDF/B-VII間の違い)による固有値及びナトリウムボイド反応度の差異について感度解析を実施し、差異をもたらす主要反応を把握した。
Buiron, L.*; Rimpault, G*; Fontaine, B.*; Kim, T. K.*; Stauff, N. E.*; Taiwo, T. A.*; 山路 哲史*; Gulliford, J.*; Fridmann, E.*; Pataki, I.*; et al.
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09
OECDの国際協力活動で実施中の大型ナトリウム冷却高速炉の核特性ベンチマークについて、複数の研究機関の参加者の評価結果を取りまとめた。反応度、同位体組成燃焼変化、反応度フィードバック、反応率分布について、異なる計算手法により評価された。参加者間の計算スキームの違いにかかわらず、燃焼組成、遅発中性子割合、ドップラー反応度係数、ナトリウムボイド反応度については、参加者間でよい一致を見た。しかしながら、臨界性に対しては、大きな差異が見られた。これは、計算手法の違いによるものではなく、使用した核データライブラリの違いによるものである。
植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.
JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02
JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB
ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。
植松 眞理 マリアンヌ; Prle, G.*; Mariteau, P.*; Sauvage, J.-F.*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.836 - 849, 2012/06
原子力機構及びEDFは、将来ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する研究開発協力協定を2008年に締結している。同二者間協定枠組のもと、フランスSFRの建設・運転者となるフランス電力公社(EDF)の設計要求及びフランス安全基準に基づき、将来のフランスSFR設計とJSFR設計の比較を実施した。この結果、JSFRに採用される革新技術(ホットベッセル概念,冷却系2ループ化,切込型炉内上部機構等)について、EDFの観点から有望な技術であると評価された。また、日仏間の安全基準の相違が明らかとなったことから、安全基準の概要比較を行った。本設計比較の結果をうけ、今後、二者間枠組において革新技術に関する情報交換並びに安全基準比較及びハーモナイゼーションを実施する。
