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Hunter
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/09
高速炉でPu燃焼を行う場合のPu同位体組成比変化が炉心特性に与える影響について解析評価した。Pu同位体組成比変化に対応して、燃料集合体内に希釈ピン(アルミナ,ZrH1.7)、吸収ピン(10B4C)等を配置することにより、Pu高化度45%の燃焼できることがわかった。高速炉のPu利用の柔軟性を示すことができた。
奥野 浩; 酒井 友宏*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L74 - L82, 1996/00
燃料インポータンス分布平坦化の原理に基づき最大反応度を得るために、計算プログラムOPT-SNを開発した。このプログラムは、中性子輸送方程式を解くに当たってはANISNコードを含んでいる。水反射体が付いた場合及び付かない場合におけるウラン濃縮度5wt%のスラリーに対する臨界計算を実施した。反射体が付いた体系については、以下のことが明らかになった。(1)中性子増倍率の増加割合(不均一効果)は、平均ウラン濃度700から4000gU/lの範囲において最大約6%であった。(2)不均一効果は、燃料が平板形状の場合に円柱及び球形状よりも一般的に大きい。平板状燃料で反射体が片側にのみ付いている体系の最適燃料分布は燃料領域中に反射体領域を自ら形成する。この分布は、沈澱において現われるかもしれない。
小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00
燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO
燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm
4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO
)、CsNO、Gd(NO)、Nd(NO)、Rh(NO)、Eu(NO)を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO)を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。
久語 輝彦; 中川 正幸
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.B73 - B81, 1996/00
原子炉炉心設計では基本的な設計変数の最適な組み合わせを決定するために、従来多大な計算時間と手間を要して、パラメトリックサーベイ計算を繰り返すという手法がよくとられている。この作業を直接支援するために、多数の設計変数に対して効率よく設計ウィンドウを推定する手法を階層型ニューラルネットワークを用いて開発した。本手法は、設計変数から炉心特性値を推定するニューラルネットワークを構築し、解析コードの実行により得られた設計変数と炉心特性値の組の複数個を教師データとしてそのニューラルネットワークに学習させ、学習済み階層型ニューラルネットワークより、未知の設計変数の組み合わせに対しても短時間で適当な炉心特性値を推定させるという手法である。本手法を燃料ピン設計を対象に核及び熱水力設計分野に応用した。高転換軽水炉の設計に適用し、本手法の有効性を確かめた。
内藤 俶孝; 山本 俊弘; 荒川 拓也*; 桜井 淳
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L31 - L40, 1996/00
中性子増倍率の未臨界度を推定するために、「計算誤差間接推定法」を提案する。この方法は実測値とその計算値の関連を用いて中性子増倍率の計算誤差を求めるものである。この方法をTCAで行われた中性子増倍率とパルス中性子法による実験に適用し、MCNP 4Aの計算誤差を推定した。中性子源増倍法では、測定された中性子計数率とその計算値の差から計算されたK
の精度を推定した。パルス中性子法では、即発中性子減衰計数の計算誤差からKの計算誤差を求めた。
吉川 栄和*; 高橋 信*; 長松 隆*; 武岡 智*; 久語 輝彦; 土橋 敬一郎
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.B92 - B101, 1996/00
原子炉の概念設計では、様々な技術分野の専門家グループによる協同作業が必要である。それには、各技術者グループの設計活動を効率的に支援する計算機システムを構築する必要がある。本システム(VINDS)は、3次元グラフィックス、数値計算処理、人工知能技術等の最新の情報処理技術を利用するとともに、仮想現実技術をもとにしたヒューマンインターフェースをもつシステムに、設計に関する諸タスクを統合することを目指したものであり、宇宙用原子炉の概念設計を対象に構築したのである。VINDSシステムで提案された方策は、各工学解析計算の実行するための協同作業環境の構築に貢献するものである。本研究は、京大との協力研究による成果である。
須崎 武則; 桜井 淳; 片倉 純一; 小橋 昭夫*; 石谷 和己*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L130 - L136, 1996/00
核燃料施設の未臨界監視法として、新たに、核分裂にともなう即発
線を主とする高エネルギー線に着目する方法を提案した。未臨界度としては、従来の直接測定不可能なKとは別に、実際の中性子源付き体系での中性子バランスに基づく量を定義した。TCAにおいて、深い未臨界から近臨界までの炉心に対してこの手法を適用した結果、実験値とモンテカルロ法による計算値がファクター2の範囲で一致することが確かめられた。この手法では、透過性の高い高エネルギー線を計測するため、測定対象の燃料条件等への依存性が小さく、現場での監視法として適当であると考えられる。
柴田 恵一; 千葉 敏; 長谷川 明; 石川 真*; 神田 幸徳*; 河野 俊彦*; 菊池 康之; 松延 広幸*; 村田 徹*; 中島 豊; et al.
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F31 - F39, 1996/00
JENDL-3.2の共分散データの推定をシグマ研究委員会共分散評価ワーキング・グループで行っている。本発表では、共分散の推定方法を述べるとともに、いくつかの核種について結果を報告する。また、重要核種の1つである
Uの共分散を他のライブラリーと比較する。
M.C.Brady*; 高野 誠; M.D.DeHart*; 奥野 浩; A.Nouri*; E.Sartori*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L41 - L52, 1996/00
臨界安全解析に関する燃焼度クレジット評価の計算方法の比較を国際的ベンチマーク計算グループがOECD/NEAの下で4年間にわたり行ってきた。その成果をここに発表する。11の国から約20人の参加者が結果を提供した。加圧水型原子炉(PWR)燃料に関する4つの詳細なベンチマーク問題が終了し、この論文にまとめられている。現在進行中の沸騰水型原子炉(BWR)燃料に関する予備的な結果のほか、計画中の混合酸化物(MOX)燃料を含む追加のベンチマーク、未臨界ベンチマーク、国際的データベースなどの他の活動についても述べる予定である。
B.Basoglu*; 奥野 浩; 山本 俊弘; 野村 靖
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L110 - L119, 1996/00
今回の報告では、新しい計算モデルの開発について述べる。この計算モデルは、燃料溶液の核的暴走の特性について予測する。このモデルでは、一点近似と単純な熱流体モデルを組合せている。外部反応度添加は、体系に対する溶液の流入により引き起こされるとしている。温度、放射線ガス効果、沸騰現象は、それぞれ過渡的熱伝導方程式、一括パラメータエネルギーモデル、単純沸騰モデルを用いて推定した。今回の計算モデルの評価のために、計算結果をCRAC実験の結果と比較した。比較の結果、両者は満足のいく一致が得られた。
秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 藤崎 伸吾
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E281 - E289, 1996/00
HTTRの核設計における制御棒の核計算精度を検討するため、軸方向にウラン濃縮度が2-4-6%と異なるVHTRC-4炉心の中央カラムにHTTRの制御棒模擬体を1本全長挿入した反応度価値をPNS法で測定した。測定値はBF検出器を燃料領域内の48点に配置した空間積分法及び即発中性子減衰定数を用いる修正King-Simmons式から求めた。測定値として20.0
0.3$を得た。実験解析はSRACコード及びモンテカルロ法GMVPコードを用いて10群で行った。計算値は18.6$及び19.00.3$となり測定値より7~5%小さく見積ったが、HTTRの核設計の要請精度10%以内を満たした。
W.S.Charlton*; T.A.Parish*; S.Raman*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F11 - F20, 1996/00
これまで、原研ORNLアクチノイド研究契約に基づきマイナーアクチノイドの即発中性子放出率及び遅発中性子放出率などが測定されてきた。本研究の目的は、マイナーアクチノイドの高速中性子核分裂による遅発中性子放出率を測定することである。実験は、テキサスA&M大学研究炉(トリガ燃料プール型熱中性子炉)において行われた。炉内にB
Cで周囲を囲んだ高速中性子場を設けアクチノイド試料を中性子照射した。遅発中性子放出率を測定する核種は、U-235,Np-237,Am-241,Am-243である。これらアクチノイド試料は、厚さ1mm、外径5mm
、重量10mgである。照射後試料から放出される遅発中性子を計数し、各群毎の遅発中性子放出率及び半減期を測定した。U-235、Np-237試料の遅発中性子収率はこれまでの測定データと良い一致を示した。
中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭; 森田 俊夫*; 桜庭 耕一; 大野 秋男
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L83 - L92, 1996/00
TRACYは低濃縮ウラン溶液を用いて超臨界実験を行う装置である。1995年12月20日に、初臨界を達成し、基本的な核特性及び安全性能を測定するための定常実験を開始した。定常実験に引続き、1996年半ばには最初の超臨界実験を開始する予定である。この実験では、約2ドルまでの反応度添加を行う。本報告では、TRACY実験の目的、施設の概要、定常実験結果及び計算との比較について述べる。さらに、超臨界実験の評価結果についても述べる。
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of VHTRC-4 core山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00
高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ(/)
を室温(21
C)と200Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び(/)がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。(/)については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。
中島 文明; 鈴木 隆之; 宇佐美 晋; 佐々木 研治; 弟子丸 剛英; 他2名*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), E-76- Pages, 1996/00
もんじゅの性能試験のうち炉物理試験の実施内容と測定結果の全般について報告する。燃料装荷に始まった臨界近接、初臨界の達成、初期炉心の構成制御棒校正他の反応度価値測定、等温温度係数の測定、箔放射化法による出力分布評価等について試験方法、試験結果、解析との比較等について述べる。結果として、炉物理試験は延滞なく完了し、炉心特性パラメータが把握されたことを発表する。
高下 浩文; 山口 隆司
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00
燃焼度や線出力等の炉心性能向上に対応して、燃料集合体内の出力分布や燃焼履歴の評価精度を向上させることは、燃料の健全性、寿命評価の観点から重要である。本研究では、Green関数を用いた拡散方程式の解析解に境界条件を与えて集合体内の燃料ピン毎の出力分布や燃焼履歴を詳細に評価する方法について検討した。高速炉炉心へ適用した結果、燃料ピン毎の出力分布が得られる詳細メッシュ有限差分全炉心計算の結果と比較して、本手法による結果は良い精度を示した。また、燃料ピン毎の燃焼計算を行った結果、末期のピーキング係数や燃焼度に有意な影響があり、燃料ピン毎に燃焼計算することが重要であることがわかった。このことから、本手法により集合体内との比較により、燃焼特性予測精度の向上に役立てることができる。
山口 隆司; 安部 智之; 池上 哲雄
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00
高速炉では、燃料中の核分裂性物質としてプルトニウムが用いられている。プルトニウム各同位体は、高速炉ではそれぞれ有意な反応度価値を有していたため、プルトニウム富化度を設定する場合、その同位体組成は富化度設定のための重要なパラメータとなる。本報告では、燃焼中の燃料物質の核変換の影響を反応度保存方式の等価フィッサイル係数に考慮することにより、運転サイクル末期の反応度が一定となるような燃料の燃焼を保証する等価フィッサイル法の検討を行った。具体的には、各燃料物質の燃焼中の時間変化を表すパラメータである断面積や崩壊定数と上記に示した等価フィッサイル係数を組み合わせた新たな等価フィッサイル係数を作成した。この係数を用いれば、燃料の燃焼後の組成を同定しかつその時の反応度価値を求めることができる。本手法を適用することにより、新燃料として所定の運転日数が得られるようなプルトニウム富化度を求めることができる。
青山 卓史; 鈴木 惣十
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00
高速炉を用いたマイナーアクチニド(MA)の燃料に関する研究の一環としてMAの代表核種である237Npの「常陽」MK-2炉心における燃焼特性を評価した。本研究では,「常陽」MK-2炉心の燃料領域や軸方向反射体領域で照射した高純度の微量237Np試料の線スペクトルを測定することにより,238Puと137Csの生成量を求めた。この測定値から,中性子照射による高次アクチニドやFPへの変換率を算出した結果,高速炉心で610の22n/cm2まで燃焼した場合,約7%がFPに移行し,約3%が高次アクチニドに移行することがわかった。また,解析コードとの比較により,FPへの変換率のC/Eは,0.93
0.93で燃焼計算法では1.0,1点炉近似の燃焼計算(ORIGEN)では0.83であり,約8%の差がある。この原因の一つとしてそれぞれの計算コードに使用している断面積の相違が考えられる。本研究により,典型的な高速炉である「常陽」における237N
有井 祥夫; 冨田 直樹; 小林 孝良; 山下 芳興
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00
「常陽」のMK- 3計画は,炉心の高中性束化,照射運転時間の増大及び照射技術の高度化によって「常陽」の照射炉としての性能を向上させるものである。これまで,稼働中の原子炉であることによる機器設備改造上の制約の中で,照射性能を最大限に向上させるための検討項目の摘出とその解析評価及び設計を行ってきた。炉心の高中性子束化に関しては,広範なパラメータ・サーベイを行い,高速中性子束が現行炉心の約1.3倍となる炉心仕様を決定するとともに,中性子束化による原子炉出力の増大に対応する冷却系の改造方策を策定した。なお,制御棒の移設と炉心の拡大により,照射場も従来の約2倍を確保できる。また,所要照射機関の短縮を図るため,照射運転時間を増大させるための設備改造等についても検討を行った。現在,MK-3炉心での運転を1999年に開始すべく,移行炉心の検討や製作を進めている。
有井 祥夫; 吉田 昌宏; 青山 卓史; 鈴木 惣十
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00
高速実験炉「常陽」では,昭和57年11月に照射用炉心(MK-2炉心)に移行後平成7年5月までに100MW定格運転を29サイクル運転したほか,特殊サイクル運転を行い燃料・材料開発のための種々の照射試験やプラント特性試験を実施してきた。これまでに,MK-2炉心での累積運転時間は約38,000時間に達している。この間,燃料破損や大きなトラブルもなく,安全かつ安定な運転を行っている。また,炉心・燃料管理経験をもとに燃料交換方式の最適化による燃料の有効利用や工学的安全係数の再評価等を行い,炉心性能の向上を図ってきた。このMK-II炉心の炉心・燃料管理手法とその実績について報告する。