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井澤 一彦; 外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 三好 慶典
JAEA-Conf 2014-003, Appendix (CD-ROM), 13 Pages, 2015/03
炉物理研究における臨界実験の重要性にもかかわらず、世界の熱体系臨界実験装置の数は減少の傾向にある。一方、軽水炉時代の長期化に伴い、高燃焼度燃料開発、使用済燃料貯蔵における燃焼度クレジットの導入、過酷事故によって生成される燃料デブリの臨界安全等、熱体系における重要な研究テーマが登場してきている。日本原子力研究開発機構はこの状況を鑑み、定常臨界実験装置STACYを更新し、熱体系臨界実験の中核的基盤施設として新たな研究ニーズに対応して行く計画である。更新後のSTACYは、最優先の任務として、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリの臨界安全研究のための臨界実験を実施する。本報告では、福島第一原子力発電所事故後の日本原子力研究開発機構の臨界安全研究方針について紹介し、STACY更新炉が燃料デブリ取り出し作業の臨界安全性を確実にするために果たすべき役割について述べる。
竹本 紀之; 今泉 友見; 木村 伸明; 土谷 邦彦; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 中島 健*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 11 Pages, 2014/09
モンテカルロ法を用いたJMTRにおける中性子照射場評価において、その評価精度は実測値に比較して高速中性子束では
10%程度であるが、熱中性子束では30%程度となっている。一方、利用者から技術的価値の高い照射データの提供が求められているため、熱中性子束の評価精度を高速中性子束と同程度まで高めるための検討を進めている。ベリリウムの製造方法が熱中性子断面積や熱中性子束の評価精度に与える影響について明らかにするため、KURRI-LINACで製造方法の異なる3種類のベリリウム材の全断面積測定実験を行った。その結果、ベリリウム材の結晶構造や不純物に依存して熱中性子に対する断面積が異なることが明らかとなった。また、実験結果を踏まえ調整したベリリウム金属の熱中性子散乱則(S(
, 
))を用いてJMTRの炉心解析を行い、その適用性について検証した。
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。
横山 賢治
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 11 Pages, 2014/09
汎用解析フレームワークMARBLE上において、一般化摂動論に基づく燃焼感度解析ソルバーを開発した。新しいソルバーは、燃焼により核変換した燃料組成(原子数密度)に対する核データの感度係数を拡散理論に基づく2次元R-Z体系だけでなく3次元Hex-Z体系においても計算することができる。また、この論文では、一般化摂動論の各項の結果を確認するための「項別直接計算」と名付けられた新しい検証方法を提案する。この新しい検証方法の数値実験を行うことでこの検証方法が有効であることを確認した。更に、2次元と3次元モデルの違いに起因する計算モデル効果を評価するためにサンプル計算結果を示す。
菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大井川 宏之
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/09
加速器駆動核変換システム(ADS)に代表されるマイナーアクチノイド(MA)核変換システムの核設計精度向上や、ADSの運転制御性などを検証することを目的に、核変換物理実験施設(TEF-P)の建設を計画している。TEF-Pは、MA装荷が可能な臨界集合体であり、またJ-PARCの陽子ビームを用いた実験も可能である。本研究では、TEF-Pに関する最新の研究開発活動として、MA燃料取扱に関する検討およびMA装荷実験を行った時の核設計精度向上効果を紹介する。核設計精度向上については、約30kgのMAを用いることで核データ起因不確かさを大きく低減できることを示した。
高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09
2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び
線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭
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
HLWには数十万年にわたり放射線を出し続ける長寿命核分裂生成物(LLFP)が含まれ、それらの中には化学的に地下水に溶けて移行しやすい傾向を示すものもあり、必ずしも地層処分に向いているとは言えない。そこで、LLFPの処分については、長期保管すると同時に削減できる施設の利用を提案する。高温ガス炉(HTGR)は、広い反射体領域を備えており、基本設計を大きく変えることなく大量のLLFPを保管すると同時に核変換よる削減が可能である。概念設計が行われている実用高温ガス炉GTHTR300にLLFPを装荷した場合を想定し、原子炉を1年間運転するための過剰反応度を確保する条件の下、装荷可能なLLFP量およびLLFPの核変換量を、モンテカルロコードMVP-BURNを用いて評価した。その結果、装荷可能なLLFPは15t、LLFPの核変換量は30kg/yearであり、実効的なLLFPの半減期を1/626に短縮できる。更なる最適化による核変換量の増加も期待でき、高温ガス炉は大量のLLFPを長期保管すると同時に削減する施設として利用できる。
竹田 敏一*; 羽様 平; 藤村 幸治*; 澤田 周作*
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
本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。高速炉における効率かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施する。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析する。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「もんじゅ」、「常陽」、FCA等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースを構築する。
Pascal, V.*; Prulhi
re, G.*; Vanier, M.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Chenu, A.*; 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
2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN,原子力機構, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは、「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果を基に、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。
小嶋 健介; 奥村 啓介
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 9 Pages, 2014/09
核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、東京電力福島第一原子力発電所において使用されていた、可燃性毒物を有するBWR燃料集合体の燃焼計算を題材にしたベンチマーク「Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC」の解析を行った。しかしながら、本モジュールの体系入力における制限により、ベンチマーク体系の一部を均質化しモデル化する必要性があった。この均質化による影響を含め、本モジュールの適用性を検証するため、様々な計算体系に対する有効性が確認されている燃焼計算コードMVP-BURNとの比較を実施した。この結果、本モジュールの同集合体に対する適用性が検証され、その有効性が示された。さらに、この均質化による影響は、計算手法の違いによる影響に比べて小さいことが判明した
pin cell geometry長家 康展
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09
放物線状の温度分布をもつUOピンセル体系における厳密共鳴弾性散乱のドップラー反応度係数に対する影響を調べるためにモンテカルロ解析を行った。その結果、厳密共鳴弾性散乱は、平坦及び放物線状温度分布のドップラー反応度係数について同様の影響を与えることが分かった。すなわち、
16eVから150eVのエネルギー領域のUの共鳴吸収を増大させ、径方向には一様に共鳴吸収を増大させる。それゆえ、以下の結論が厳密及び漸近共鳴弾性散乱モデルのどちらにも当てはまる。Grandiらによって提案された実効燃料温度(等価の平坦温度)の定義はドップラー反応度係数をよく再現する。さらに、燃料領域全体にわたって体積平均した実効燃料温度を用いると、ドップラー反応度係数の参照解を負側に過大評価するが、等体積領域に数分割すると計算値は大きく改善される。
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。
岩元 大樹; Mathias, M.*; 西原 健司
no journal, ,
A burnup calculation is carried out for an accelerator-driven system (ADS) proposed by the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) with the fourth version of JENDL, JENDL-4.0 and the previous one, JENDL-3.3. Considerable differences are seen in burnup reactivity between the nuclear data libraries for an initial phase (first burnup cycle) and an equilibrium phase (tenth burnup cycle). The differences in these values are investigated using two methods: a method by replacing a nuclear data library by nuclide and a sensitivity analysis technique. Among many contributors to them for the both phases, we identify major ones; (i) the initial phase: fission cross section and fission neutron multiplicity of Pu, capture cross section of 
Am, and(ii) the equilibrium phase: capture cross section of 
Cm and Am, and inelastic scattering cross section of 
Pb. The uncertainty analysis shows that uncertainties in the bunrup reactivity deduced from the JENDL-4.0 covariance data are comparable in magnitude to the differences between the nuclear data libraries, and are dominated by nuclear data parameters of Pu. Finally, we show the necessity of uncertainty evaluation of the branching ratio of Am capture reaction.
