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論文

JENDL-4.0 benchmark for high temperature gas-cooled reactor, HTTR

後藤 実; 島川 聡司; 安元 孝志*

JAEA-Conf 2011-002, p.11 - 16, 2011/09

過去にIAEAにおいて高温ガス炉(HTTR)の臨界近接試験の国際ベンチマーク計算が行われ、その多くは過剰反応度を過大評価した。原子力機構(JAEA)のベンチマーク計算も、他の場合と同様に過剰反応度を過大評価する結果となった。その後、幾何形状モデルの見直しや当時最新の核データライブラリJENDL-3.3の利用により、JAEAの計算結果は改善されたが、過大評価の問題は残った。一方、異なる核データライブラリを用いたHTTRの炉心計算の比較により、ライブラリ間の熱領域における炭素の捕獲断面積のわずかな違いが、計算結果に有意な違いをもたらすことがわかった。この断面積の値はミリバーンのオーダーで小さいため、原子炉の核計算分野における関心は低く、その結果、JENDL, ENDF/B、及びJEFFといったメジャーな核データライブラリでさえ、その値は長い間見直されてこなかった。われわれは、HTTRの炉心計算の精度向上の観点から、この断面積を最新の測定値に基づき見直す必要があると考えていた。2010年5月、JENDLの最新版(JENDL-4)がJAEAより公開され、熱領域の炭素の捕獲断面積が最新の測定値に基づき見直された。その結果、JENDL-4を用いたHTTRの臨界近接試験の計算は、JENDL-3.3を用いた場合に比べて実効増倍率を0.4%$$Delta$$kから0.9%$$Delta$$k小さく評価し、従来の過剰反応度を過大評価する問題が解決された。

口頭

高温ガス炉の炉心計算における核データライブラリの選択の影響

安元 孝志*; 後藤 実; 島川 聡司; 中川 繁昭; 関 靖圭; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*

no journal, , 

HTTR炉心計算結果の実験値に対する過大評価は依然として残っており、核データライブラリの選択は重要な検討項目である。高温ガス炉の核特性解析手法の高精度化に資することを目的として、核データライブラリの違いがHTTRの炉心計算(未燃焼30カラム全炉心、300K)に及ぼす影響の評価,検討を行ってきた。その結果、JENDL-3.3を用いた炉心計算は、ENDF/B-6.8及びJEFF-3.1を用いた場合に比べて良い結果を与えることがわかった。本研究では、セル計算を行い、ENDF/Bの最新版である7.0とJENDL-4(暫定版)の評価を含めた核データライブラリの違いが核反応の過程に与える影響の調査、及び核データライブラリ間での差異の原因となる核種を同定した。ENDF/B-7.0及びJEFF-3.1については、JENDL-3.3との差異はおもに黒鉛及びU238データの違いに起因し、ENDF/B-6.8については黒鉛データの違いに起因することがわかった。JENDL-4(暫定版)を用いた場合、JENDL-3.3からの黒鉛データの改訂により、熱中性子利用率が小さくなり、増倍率はJENDL-3.3を用いた場合に比べて小さくなった。したがって、JENDL-4の利用により、従来のHTTR炉心計算結果の実験値に対する過大評価を改善できることがわかった。

口頭

高温ガス炉を用いた初期核融合炉用トリチウム生産の検討

安元 孝志*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 中尾 安幸*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 後藤 実; 中川 繁昭

no journal, , 

初期のDT核融合炉では大量のトリチウムが必要である。初期核融合炉用トリチウム生産法として現在想定されているのはCANDU炉やDD核融合を利用したものである。前者は重水素の捕獲断面積の小ささにより1基では十分なトリチウム生産量の確保が難しく、後者はDD核融合炉の成立性の問題があり、初期装荷トリチウム燃料をどのように確保するかは未だ明確には定まっていない。本研究で着目する高温ガス炉は国内をはじめとして米国,中国などで研究開発が進んでいる。国内では日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置された高温工学試験研究炉HTTR(熱出力30MW)が稼働中で、中国では発電用実証炉HTR-PM(熱出力250$$times$$2MW)が着工予定である。本研究では、大きな中性子照射領域を持つ高温ガス炉内の低エネルギー中性子(熱中性子)を利用した、リチウムの中性子照射によるトリチウム生産を連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを使って計算し、高温ガス炉を用いた初期核融合に用いるトリチウム生産の有効性と実現可能性について検討した。

口頭

高温ガス炉を用いた初期核融合炉用トリチウム生産の検討

安元 孝志*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 中尾 安幸*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*

no journal, , 

初期のDT核融合炉では大量のトリチウムが必要である。本研究では、新たな初期装荷トリチウム燃料の生産法として、高温ガス炉内の熱中性子を利用した生産法を連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いて計算し、高温ガス炉を用いたトリチウム生産法の有効性と実現可能性について検討した。

口頭

高温ガス炉を用いた長寿命核分裂生成物の核変換処理

河内 昌平*; 中屋 裕行*; 島川 聡司; 松浦 秀明*; 安元 孝志*; 中尾 安幸*; 後藤 実; 中川 繁昭

no journal, , 

高温ガス炉で採用されている被覆燃料粒子の燃料核の部分に、UO$$_{2}$$燃料の代わりにマイナーアクチニド(MA)や核分裂生成物(FP)を装荷し、それらを核変換処理する研究が米国等で進められている。本研究では、長寿命核分裂生成物(LLFP)に着目し、それらを高温ガス炉に装荷した場合の炉心特性や核変換効率を計算し、高温ガス炉を用いたLLFPの核変換処理の有効性を検討した。

口頭

高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム生産の検討

松浦 秀明*; 安元 孝志*; 島川 聡司; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 中尾 安幸*; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*

no journal, , 

連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心燃焼計算により、高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム生産について検討した。その結果、高温ガス炉を用いることで、核融合炉導入シナリオの改善につながる量のトリチウム生産を実現できる可能性が示された。

口頭

核融合炉用トリチウム生産炉としての高温ガス炉の特性

松浦 秀明*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 安元 孝志*; 中尾 安幸*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*

no journal, , 

連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心燃焼計算により、高温ガス炉の核融合炉用トリチウム生産炉としての特徴と性能を調べた。高温ガス炉を用いることで、核融合炉導入時のシナリオ構築に貢献可能なトリチウム生産を実現できる可能性が示される。同手法に対する技術的検討・開発課題について議論を行う。

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