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大和田 功; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.465 - 466, 1995/00
軽水炉技術の高度化計画に伴って、燃料の高燃焼度化が進められており、燃料ペレットの熱伝導率は、重要な熱物性値として注目されている。原研・燃料試験施設では、レーザーフラッシュ法を用いた、遮蔽型のペレット熱拡散率測定装置を開発した。熱伝導率は、測定した熱拡散率、比熱及び密度より求める。装置は試料保持部、レーザー発信器部、赤外線検出器部、ヒータ温度制御部、真空排気部、データ処理部、生体遮蔽体、フード及び試料移送容器で構成されている。装置の性能と照射後試験への適用を確認するため、金属タンタル、アルミナ、未照射UO
、未照射UO-GdO
及び照射済燃料を用いて熱拡散率を測定した。その結果、高燃焼度燃料の照射後試験に十分使用できることが明らかになった。
久語 輝彦; 中川 正幸
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.207 - 208, 1995/00
知的システムIRDSは、種々の解析コード、データベース及びマンマシンインターフェイスを備えて、効率的に原子炉炉心の概念設計を支援する。モデル構築、タスク実効、設計評価、設計案修正といった設計プロセスをマンマシンインターフェイスを通して、会話的に進めることができる。種々のデータベース、知識ベースにより、効率的に設計作業を進めることができる。概念設計の目的である設計パラメータの最適化を直接支援するために、設計が成立する設計変数の範囲(設計ウィンドウ)を自動的に探索する機能を備えている。2変数に対する設計ウィンドウ探索では、境界探査法を用いる。また、多次元空間における(多設計変数に対する)設計ウィンドウ探索では、計算時間の短縮のため、炉心特性の推定するニューラルネットワークを利用している。IRDSは、炉心設計に関わる種々の設計作業を支援する知的計算機環境を設計者に提供する。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.477 - 478, 1995/00
モジュラー型高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷型冷却パネルシステムにおける構造物の温度分布及び除熱特性をシステムを模擬した実験装置により調べた。実験装置は径1m高さ3mの圧力容器に内蔵した最高出力100kWのヒータと圧力容器を囲むように設置した冷却パネルと大気雰囲気の炉室により構成される。本実験で得られた圧力容器内ヘリウムガス0.73MPa、窒素ガス1.1MPa充填の2条件に数値解析コードTHANPACST2を適用し、実験結果との比較からコードの検証を行った。圧力容器温度が最高420
Cとなる窒素ガス条件での圧力容器表面温度の解析結果は、実験値に対して最大-72C、+128Cの差であった。冷却パネル除熱量の解析結果は、ヒータ出力の実験値に対して-16.4%の精度で予測が可能であった。炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、圧力容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。
長尾 美春; 島川 聡司; 小森 芳廣
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.402 - 403, 1995/00
中性子照射試験では、試料位置における中性子エネルギースペクトル予測精度の向上が要求されている。特に熱領域の中性子は、照射キャプセル構造材等の影響により複雑な分布をするため、正確なモデル記述が必要となるが、従来の拡散計算や輸送計算では、モデルの記述上の制限から精度向上が困難である。そのため、複雑な体系を自由に表現することのできる3次元モンテカルロコードMCNPのJMTR炉心計算への適用を検討している。MCNPは、遮蔽計算や比較的単純な炉心体系については、その適用性は確認されているが、JMTRのような板状燃料を使用した複雑な炉心体系には、本格的に適用されるには至っていない。そこで、適用性検討の第1段階として、JMTRの臨界実験装置であるJMTRCの炉心の臨界計算を行い、実効増倍率の計算精度について検討した。
菊池 康之; 高野 秀機; 中川 庸雄
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.424 - 425, 1995/00
1994年6月に公開したJENDL-3.2は、JENDL-3.1のベンチマーク・テストの結果をフィードバックして大幅に改良された。その主な改良点は、重要なアクチニド核種の共鳴パラメータ、U-235の捕獲断面積、U-233とU-238の非弾性散乱断面積、重要核種の核分裂スペクトル、構造材核種の弾性及び非弾性散乱断面積、ガンマー線のスペクトル等である。これらの改良に伴い、熱中性子炉、高速炉、しゃへい及び核融合ブランケット等についてのベンチマーク計算を実施した。その結果、JENDL-3.1で明らかにされた問題の殆んどがJENDL-3.2では改善された。これらJENDL-3.2における、核データの再評価とベンチマーク・テストの結果を発表する。