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菅原 隆徳; 佐々 敏信; 大井川 宏之
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/12
MA装荷臨界実験による核変換システムの核設計精度向上の効果を評価するため、炉定数調整法を用いた誤差解析を行った。J-PARCの核変換物理実験施設(TEF-P)においてMA装荷臨界実験をすることで、核変換システムの核設計における核データに起因する誤差が減少できることを定量的に示した。臨界性については、MA装荷高速炉と加速器駆動未臨界システム(ADS)に関する核データに起因する誤差は、それぞれ0.49%と1.03%から0.35%と0.80%に減少した。また、MA燃料ピンの反応度価値測定実験により核データに起因する誤差を減少させるためには、
k/kオーダーの実験精度が必要であることを示した。この実験誤差は、従来から用いられているサンプルオシレーション法を適用することで達成することが可能である。
山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; Maschek, W.*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
本研究では、SIMMER-IVコードを大型ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故に初めて適用して、事象推移を描くとともに重要な特徴を把握することを試みた。3次元計算は多くの計算時間を要するため、本研究では遷移過程の初期過程に注目してSIMMER-IVによる解析を行った。計算結果は再臨界もなくマイルドな事象推移を示した。小型ナトリウム冷却高速炉と比べると、大型ナトリウム冷却高速炉では径方向スロッシングがさほど有意でないことがわかった。
長家 康展; 中島 健*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09
実効遅発中性子割合(通常
)は原子炉の動特性において非常に重要なパラメータである。この実効遅発中性子割合をモンテカルロ法で評価するために、固有値比法に摂動モンテカルロ法の一つである相関サンプリング法を適用した。提案した手法を検証するため、その手法をMVPコードに組み込み、TCAで測定された実効遅発中性子割合を計算した。この結果、今回提案した手法は、名内らやMeulekampらによる手法と同様、よい精度で実効遅発中性子割合を計算できることがわかった。
久語 輝彦; 森 貴正; 横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 眞
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
拡張バイアス因子法、すなわちLC法とPE法の2手法を種々の核特性実験値を活用して、典型的な高速増殖炉の臨界性とナトリウムボイド反応度の予測精度評価に適用した。拡張バイアス因子法は従来バイアス因子法より効果的である。活用する実験の数が少ない場合は、PE法の持つ実験の組合せ方に自由度が多いという性質のために、PE法がLC法よりも効果的に働く。活用する実験値の数が十分多い場合は、その利点はほとんど影響しない。設計値に含まれる断面積起因誤差は、種々の核特性に関する約200個の実験値を活用することにより、そのほとんどが消滅した。臨界性については、設計値に含まれる全体の不確かさのうち、断面積起因誤差が大部分を占めているため、全体の不確かさも大きく低減した。ナトリウムボイド反応度については、設計値の不確かさのうち、断面積起因誤差が手法起因誤差より小さいため、全体の不確かさの低減は大きくない。
岩本 修; 中川 庸雄; 大塚 直彦*; 千葉 敏; 奥村 啓介; 千葉 豪
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
JENDLアクチノイドファイル2008(JENDL/AC 2008)のためAcからFmのアクチニドに対する中性子誘起反応の核データを評価した。入手可能な測定データ及び新しく開発した理論モデルコードCCONEを用いて評価を行い、JENDL-3.3のほぼすべてのデータを更新した。JENDL/ACの予備的なバージョンを使用した核分裂炉に対する積分ベンチマークテストを行っている。JENDL/ACは2008年に公開予定である。
高野 和也; 杉野 和輝; 毛利 哲也; 岸本 安史*; 宇佐美 晋
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
本検討では、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を検証することを目的とし、複数の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII)と、JAEAの標準解析手法に基づき、「もんじゅ」の炉物理試験解析(臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数)を実施した。また、感度解析を実施し、核データライブラリの違いによる影響を詳細に分析した。その結果、いずれの核特性においても、JENDL-3.3による解析結果は実験値と良い一致を示し、その他の核データライブラリと同等以上の精度を有していることが確認された。これより、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を確認することができた。感度解析の結果からは、「もんじゅ」は実機炉心の特性を活かして、高次Puの断面積や自己しゃへい効果の温度依存性の検証に非常に有効であることがわかった。
杉山 智之; 梅田 幹; 更田 豊志; 笹島 栄夫; 宇田川 豊; 永瀬 文久
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
反応度事故(RIA)条件下における燃料破損限界を明らかにするため、高燃焼度燃料を対象としたパルス照射実験を実施した。燃焼度69GWd/tのBWRウラン燃料はペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損し、その際の燃料エンタルピは、より腐食の進んだ被覆管を有する燃焼度71から77GWd/tのPWRウラン燃料の場合に近かった。BWR及びPWR燃料の被覆管金相の比較から、被覆管の集合組織に依存して決まる水素化物の析出形態が破損限界に影響を与えることを明らかにした。一方、燃焼度48及び59GWd/tのPWR-MOX燃料を対象とした実験においてもPCMI破損が生じた。破損時エンタルピを被覆管酸化膜厚さに対してプロットしたところ、MOX燃料の破損限界はこれまでに実施したPWRウラン燃料実験の結果に一致した。よって、RIA条件下のPCMI破損限界は被覆管の腐食状態に依存しており、燃焼度59GWd/tまではウラン燃料とMOX燃料に同一の破損しきい値を適用することは妥当と言える。
福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 木下 泉*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09
日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いて反射体付き小型高速炉の模擬体系を構築し、境界領域の核特性評価の信頼性向上を目的としたベンチマーク実験を実施した。高速炉における標準的な中性子輸送計算コードシステムを用いて臨界性に関する実験解析を実施した結果、70群エネルギー群定数及び輸送近似散乱断面積等を用いた標準的な計算条件では、1.5%
/ほど過大評価する結果となった。これに対して、反射体の主材料である鉄の数10keVから1MeVのエネルギー領域の散乱反応等を適切に評価するために、より詳細なエネルギー群数(140群)及び高次の非等方散乱(3次オーダー)を考慮した解析を行った。その結果、計算予測精度に対して1%/程度の改善が見られることを示した。
横山 賢治; 平井 康志*; 巽 雅洋*; 兵頭 秀昭*; 千葉 豪; 羽様 平; 長家 康展; 石川 眞
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
原子力機構では次世代炉物理解析コードシステムMARBLEの開発プロジェクトを開始した。本システムの実現に向けて、高速炉の炉物理解析のためのソフトウェア基盤と共用データモデルの開発を行った。現在までに、高速炉の燃焼解析システムORPHEUSをMARBLEシステム内に実装した。新システムは従来コードのベンチマーク結果を再現しており、共用データモデルによって実現された機能によりユーザの入力作成の手間を低減することができた。また、高速実験炉「常陽」で測定された燃焼係数解析を使って新システムを検証した。これらの結果は、MARBLE/ORPHEUSが高速炉用の新しい標準炉物理解析システムとして採用可能なことを示している。
岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 向山 武彦*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09
評価済み核データライブラリー(JENDL-3.3, ENDF/B-7.0, JEFF-3.1)におけるTRUの核データの信頼性を検証するために、高速炉臨界実験装置(FCA)で測定された中心核分裂率比の解析によってベンチマーク試験を実施した。試験には、モンテカルロコードを利用した。核データライブラリー間で、C/E値を比較した。
Thiolliere, N.*; David, J.-C.*; Eid, M.*; Konobeyev, A. Y.*; Eikenberg, J.*; Fischer, U.*; Gr
schel, F.*; Guertin, A.*; Latg
, C.*; Lemaire, S.*; et al.
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
MEGAPIE計画では、鉛ビスマスターゲットから放出された放射性ガスの測定が行われた。測定値と複数の計算コードによる結果の比較を行い、鉛ビスマスターゲットからの放射性ガスの放出率を評価した。また、MCNPX2.5.0, FLUKA, SNTコードと放射化評価コードを結合し、ターゲットと構造材の放射化を評価した。これにより、運転中、照射後試験、そして、ターゲット廃棄時の安全や被爆評価にかかわるデータベースを構築した。
竹田 武司; 浅香 英明*; 中村 秀夫
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
PWRでの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故(LOCA)において、スクラム失敗による高出力自然循環を仮定したOECD/NEA ROSAプロジェクト実験をLSTFを用いて行った。スクラム失敗時の炉心出力は、原子力機構開発による三次元核熱結合コードSKETCH-INS/TRAC-PF1を用い、炉心部を詳細模擬したPWRのLOCA解析により決定した。実験後解析では、maximum bounding theoryに基づく二相破断流モデルを組み込んだ、原子力機構改良版RELAP5/MOD3.2.1.2コードの予測性能を検証した。LSTF実験では、二相自然循環過程において高温側配管内の流れは射流となり、水位が大きく低下するとともに、リフラックス凝縮過程において高速の蒸気流により蒸気発生器伝熱管上昇流側に蓄水が生じた。一方、改良版RELAP5コードはこれらの熱水力現象をおおむね再現したが、一次系ループ流量の低下が実験より遅くなり低温側配管内の水位を十分予測できず、二相放出過程における破断流量を過大予測した。
大久保 努; 中野 佳洋; 深谷 裕司; 小林 登; 内川 貞夫
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 3 Pages, 2008/09
革新的水冷却炉(FLWR)は、経験と実績が豊富な軽水炉技術に立脚して将来の持続的なエネルギー供給を実現するため、原子力機構において研究が進められているBWR型の新型原子炉概念で、MOX燃料棒を三角格子稠密配列とした炉心を使用している。これにより、硬い中性子スペクトルを実現し、ウランからプルトニウムへの転換比を高めており、プルトニウムやさらにマイナーアクチニド(MA)を加えたTRUのリサイクルに適したものとなっている。FLWR炉心には、転換比の異なるHC-FLWRとRMWRの2概念があるが、0.85程度と転換比の低いHC-FLWRにおいてもMAを2%程度含むTRUリサイクルが可能であるとの結果が得られた。
DeHart, M. D.*; Gauld, I. C.*; 須山 賢也
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/09
使用済燃料の特性の計算において、近年は中性子輸送計算にモンテカルロ方法を使用する方法が採用されつつある。しかしながらこれまでのコードの評価は、ほとんどの場合、二次元燃焼計算を適用できる位置から選択された使用済燃料サンプルの同位体組成データの解析によって行われてきた。この論文は、KENO-VIモンテカルロ輸送計算とORIGEN-S燃焼計算を結合したSCALE5.1コードシステムT6-DEPLシーケンスを用いた、燃料端部から得られた同位体組成データ解析の結果を報告する。
Rugama, Y.*; Blomquist, R.*; Brady Raap, M.*; Briggs, B.*; Gulliford, J.*; 三好 慶典; 須山 賢也; Ivanova, T.*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/09
核物質の取り扱い・貯蔵・輸送において合理的かつさらに経済的な設計が可能となれば核燃料サイクルの経済性にも影響を与えうるため、長年に渡り核燃料取り扱いにおける臨界安全性評価用のライブラリとコードが開発されてきた。1990年代の半ばに経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)内の臨界安全に関連する幾つかの活動は、原子力科学委員会傘下の臨界安全性ワーキングパーティーにまとめられた。それに属す6の専門家会合は、実験評価からは、実験評価からコードやライブラリ間の比較までを含む、臨界安全の静的解析と過渡変化の研究に関するあらゆる活動を行ってきた。実用的な規則を確立しかつ適切なツールを示すことを意図して、さまざまなレポートが専門家会合によって作成されている。
Khvostov, G.*; Zimmermann, M.*; 杉山 智之; 更田 豊志
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
Fuel behavior in the RIA-simulating test LS-1, performed at the NSRR with high burnup BWR fuel of a burnup of 69 GWd/tU, is analyzed using the FALCON code coupled with the advanced GRSW-A model for fission gas release (FGR) and fuel swelling. The calculation results agreed reasonably with the measured FGR from the failed fuel rod; about 23% of total gas generation. The mechanisms for the significant FGR are analyzed and discussed in consideration of the predicted initial micro-structural state of the fuel after the base irradiation. The minor role of gaseous swelling in the early fuel failure in the test LS-1 is shown by calculation, which is due to premature brittle cracking of the highly hydrated cladding under the room temperature conditions of the test. However, a significant potential impact of the gaseous swelling on cladding strain-stress conditions is shown by the calculation when assuming a sufficient cladding ductility in the hypothetical test at high temperature.
米田 政夫; 山本 和喜; 楠 剛
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09
近年、MVP-BURNに代表されるモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードの普及が進んでいるが、計算能力の問題から、全炉心モデルに対するモンテカルロ法を用いた燃焼計算はほとんど行われてこなかった。そこで本研究では、研究炉JRR-3に対してMVP-BURNを用いた全炉心燃焼計算を行い、炉心特性を評価した。燃焼計算では、燃焼領域の設定によって計算結果に差異が生じる。本研究では、特に可燃性毒物であるカドミウムワイヤーの径方向の燃焼領域設定、及び燃料の高さ方向の燃焼領域設定に着目した。解析の結果、カドミウムワイヤーの径方向の燃料領域分割を行わない場合、40日目(10GWd/t)まではk
を過大評価し、40
80日目では過小評価となった。高さ方向の燃焼領域の分割を行わない場合、80日目(20GWd/t)までは分割を行ったモデルとkの値は比較的よく一致したが、それ以降は分割を行わないモデルではkを過大評価となった。また、初期炉心に対する実際の運転データと計算結果を比較した結果、16日目(4GWd/t)におけるkの誤差
kは1%以内に納まった。
大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 川島 克之; 丸山 修平; 水野 朋保; 田中 俊彦*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/09
日本の高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクト(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の炉心の概念設計検討が実施されている。代表MOX燃料炉心及び金属燃料炉心は、安全性及び信頼性,持続可能性,経済性,核不拡散性において優れた性能を有している。本論文では、それら炉心の特徴を炉物理的観点から概観し、さらに最近の設計検討の進展について述べる。最近の設計検討においては、軽水炉から高速増殖炉への移行期における燃料組成変化に着目するとともに、高増殖や核不拡散性の強化といった、より高い目標を満足する炉心の柔軟性を示している。
石川 眞; 永田 敬; 近藤 悟
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
本報告は、日本の高速炉サイクル技術開発プロジェクト(FaCT)における均質アクチニドリサイクルのシナリオを要約したものである。最初に、日本における核エネルギー政策を簡単にレビューする。続いて、すべてのマイナーアクチニド(MA)核種をリサイクルする日本の基本計画を述べる。この目的は、ウラン資源の効率的な利用,環境負荷低減,核不拡散能力の増加にある。次に、MAを装荷した高速炉に関する炉物理研究の成果をまとめる。さらに、将来の高速炉平衡サイクル社会において、すべてのMAをリサイクルすることが、実現可能であることを示すために、FaCTプロジェクトの中で行ってきた設計研究の結果をまとめる。最後に、MAリサイクルを実現するための日本及び国際協力による研究開発計画を紹介する。
八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまで
Thが利用されてきた。これは、Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。