Great achievements of M. Salvatores for nuclear data adjustment study with use of integral experiments

横山 賢治; 石川 眞*

Annals of Nuclear Energy, 154, p.108100_1 - 108100_11, 2021/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.108100

高速炉のような新型炉の設計において、核特性の予測精度を向上させることは重要な課題である。炉定数調整法(核データ調整法)はこの課題に対する有力な方法論の一つである。炉定数調整法の考え方は1964年に初めて提案されたが、その実用化に向けては長期間に亘って研究が行われている。理論式の確立に約10年間を要したが、実用化に向けては半世紀以上に亘って研究開発が行われている。この分野の研究活動は依然として活発であり、新しい原子炉を開発するためには予測精度の向上が必要不可欠であることを示唆している。2020年3月に逝去されたMassimo Salvatores氏は炉定数調整法の最初の提案者の一人であるとともに、実用化に向けて偉大な貢献を行った研究者である。この分野における同氏の業績をレビューすることは、炉定数調整法の方法論の歴史をレビューすることとほぼ同じことを意味する。われわれはこのレビューがこの分野において今後何を開発すべきかを示唆するものになると期待する。このレビューは、a)炉定数調整法の方法論の確立と、b)実用化に関する成果の二つのテーマで構成される。更に、前者については、炉定数調整法の理論と炉定数調整法の適用必要となる感度係数の数値解法に関する研究の観点からレビューを行う。後者については、積分実験データの利用、不確かさの定量化と設計目標精度の評価、核データ共分散開発の促進の観点からレビューを行う。

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation; Improvement of prediction accuracy for MA-related integral parameters based on cross-section adjustment technique

横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05

As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data", MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.

軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク解析結果の検討

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB

本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。

有用金属捕集材実海域試験における海上設備の漂流防止対策; 海上設備位置監視装置と測定精度の向上

玉田 正男; 笠井 昇; 瀬古 典明; 長谷川 伸; 川端 幸哉*; 大沼 謙二*; 武田 隼人*; 片貝 秋雄; 須郷 高信

JAERI-Tech 2001-065, 39 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-065.pdf:5.24MB

有用金属捕集材の性能評価のために設置した実海域試験装置の海上設備の安全に配慮するため、その位置を監視する装置を設計・製作した。位置監視装置は海上設備の浮体である鋼管フレームに取付け、その測位情報をGPSにより取得したのち、衛星通信回線を経て、むつ事業所及び高崎へ送信することにより、位置をモニターできるようにした。位置監視装置は損傷を避けるため、捕集材の引上・浸漬作業の終了後、鋼管フレームのコーナー上方に設置した。実海域での20日間の特性試験で、2時間毎に262データを取得し、9回の誤信号が発生した。実測精度は、223.7mであった。測位精度を向上させるため、位置監視装置用ファームウェアの改良を行った。測位分解能を0.001から0.00001とするとともに、定時刻に連続5回の測位を行い緯度・経度毎に5回の測位結果から最大値、最小値を除いた計3回の測位結果を平均化することとした。この変更にともない、標体のサイズを大きくして電池容量を大きくし、ファームウエアの作動を可能にした。改良により、誤信号は計測されなくなり、測位の平均値は6.74mまで向上し、鋼管フレームの測位をおこなうことにより、事前に漂流などを阻止可能なレベルに達した。

FCAを使った金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬体系におけるナトリウムボイド反応度価値の測定と解析

大井川 宏之; 飯島 進

JAERI-Research 95-007, 93 Pages, 1995/02

JAERI-Research-95-007.pdf:2.7MB

高速炉のナトリウムボイド係数の予測精度向上に資することを目的として、FCAを使った金属燃料高速炉模擬体系XVI-1及びXVI-2、並びに、酸化物燃料高速炉模擬体系XVII-1の3集合体においてナトリウムボイド反応度価値を測定した。測定結果をJENDL-2、JENDL-3.1及びJENDL-3.2を用いて計算と比較し、ナトリウムボイド反応度価値を構成する非漏洩項及び漏洩項それぞれについて計算精度を評価した。

Accuracy evaluation of the current data and method applied to shielding design of the fusion experimental reactor(FER)

森 清治*; 小林 武司*; 関 泰

JAERI-M 88-103, 40 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-103.pdf:0.87MB

核融合実験炉(FER)の遮蔽設計に用いるデータおよび計算手法による計算値の精度を評価した。各種群定数ライブラリーを用いた1次元S計算と連続エネルギーモンテカルロ計算を実施し、その比較結果を両者の比率(S/MC比)の形で整理した。その結果、最悪の場合、中性子束では0.5、ガンマ線束では0.25程度の値となった。次に遮蔽体材料として最も重要な鉄について14MeV中性子の透過実験の解析を行い、測定値との比較を行った。最良の計算値でもE/C比は2以上の大きな値となっている。最後に遮蔽体のモデル化(均質モデルと比均質モデル)の影響を検討した結果、SS316と水の多重層(比均質モデル)とした場合に比べ均質モデルはファクター2程度まで危険側の結果を与えることが判明した。

Radioactive inventory calculation for JPDR to be dismantled

笹本 宣雄; 助川 武則; 小手川 洋; 芝本 真尚; 江連 秀夫

Theory and Practices in Radiation Protection and Shielding, p.570 - 577, 1987/00

原子炉解体技術開発の一環として、放射能インベントリ評価コードシステムDOICを開発し、その計算精度を、JPDR炉内構造物、圧力容器、生体遮蔽体での放射能実測値との比較により評価した。その結果、炉内構造物、圧力容器では精度良く実測値を再現でき、遮蔽体内では2~3倍過大評価することを明らかにした。これらのDOICによる計算値と実測値にもとづいてJPDRの全インベントリの評価を行い、1986年3月現在のデータとして4,600Ciを得た。

Density Measurements of Small Amounts of High-Density Solids by a Floatation Method

赤堀 光雄; 柴 是行

JAERI-M 84-167, 15 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-167.pdf:0.38MB

少量の高密度試料に対する密度測定法として、浮子を使った浮遊法について検討を行い、浮子と適当な浮遊液を用いることにより、高密度物質の密度測定が少量の試料で可能となった。密度3.0gcmの浮遊液と、1.5gcmの浮子を用いた場合、密度5、10および20gcmの試料0.1gで、各々0.002、0.01および0.05gcmよりも高い精度で密度測定が可能であり、これは体積精度にしても110以下に相当する。密度が約9.55gcmの(Th, U)Oペレットを用いた測定では、適当な脱ガス処理をすることにより、約0.1gの試料で0.05%より高い精度で密度が測定できた。

An Accurate method for determining the small volumes of granular solids by mercury pycnometry

山岸 滋; 高橋 良寿; 柴 是行

J.Phys.,E, 17, p.339 - 341, 1984/00

水銀ピクノメトリーにより粒状試料の微小体積を精度よく測定するために、特殊比重びんを考案し、ガラスで製作した。その比重びんは、細い入口が唯一つあるだけで、通常の比重びんを用いた測定における主要な原因であるテーパージョイント部を持っていない。加えて、その細い入口における水銀面の位置を正確に測定し、基準位置からのずれに対する水銀量の補正を行った。この二つの改良により、体積測定誤差は、0.0001cmとなった。