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石塚 悦男; 満井 渡*; 山本 雄大*; 中川 恭一*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 長住 達; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; et al.
JAEA-Technology 2021-016, 16 Pages, 2021/09
JAEA-Technology-2021-016.pdf:1.8MB
2020年度の夏期休暇実習において、昨年度に引き続きHTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討として、MVP-BURNを用いて炉心の小型化について検討した。この結果、
U濃縮度20%、54燃料ブロック(18
3層)炉心、半径1.6mのBeO反射体を使用すれば5MWで30年の連続運転が可能になることが明らかとなった。この小型炉心の燃料ブロック数は、HTTR炉心の36%に相当する。今後は、更なる小型化を目指して、燃料ブロックの材料を変更したケースについて検討する予定である。
石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.
JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08
JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB
2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料のU濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。
森本 裕一*; 奥村 啓介
JAERI-M 92-068, 107 Pages, 1992/05
沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コードCOREBN2に、(1)減速材ボイド率を考慮した巨視的断面積計算機能、(2)炉心内流量配分、減速材ボイド分布、熱的余裕計算機能、(3)Halingの原理に基づく炉心燃焼計算機能、(4)炉心、燃料の熱水力に関する情報の管理機能等を追加し、BWR炉心の燃焼解析を可能としたものである。本報告書は、改良にあたり採用した計算モデル、入力データの作成方法、計算の実行方法と入力例についてまとめたものである。
森本 裕一*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄
JAERI-M 92-067, 35 Pages, 1992/05
軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心について、基本的な炉心特性を評価するため、Halingの原理に基づき、熱水力計算と結合した三次元炉心燃焼計算を行った。1.0に近い高い転換比を達成するため、本炉心の実効的な減速材対燃料体積比を0.25程度と小さくし、また、正の冷却材ボイド反応度係数を低減させるため、炉心は軸方向ブランケット部と核分裂性燃料部の多重層として構成される。燃焼解析の結果、冷却材ボイド反応度係数は均質炉に比べて負側へ移行できることを確認した。また、取出し燃焼度を45GWd/tとした場合、提案炉心の核分裂性プルトニウム残存比は1.03となる。
奥村 啓介; 秋江 拓志; 森 貴正; 中川 正幸; 石黒 幸雄
JAERI-M 90-096, 169 Pages, 1990/06
原研では、在来軽水炉あるいはその延長上の技術を用いて、天然ウランの節約とプルトニウムの利用効率を改善することを目的とし、1984年より高転換軽水炉の研究開発を行ってきた。本報告書は第1期計画(1985~1989年)において実施した炉心概念成立性の検討結果を主として核設計の観点からまとめたものである。核設計に関しては、これまで以下のような種々のタイプの炉心を検討してきた;1)均質稠密格子炉心、2)均質準稠密格子炉心、3)準稠密格子親物質棒スペクトルシフト炉心、4)扁平炉心、5)軸方向非均質炉心。各炉心の燃焼性能と概念成立性を検討するため、定常運転時における炉心燃焼解析と熱水力特性の解析を実施した。その解析結果に基づき、軸方向非均質炉心を原研の参考炉心として選択した。
土橋 敬一郎; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 井戸 勝*
JAERI 1302, 281 Pages, 1986/09
1983年にSRACコードシステムの第1版のレポートがJAERIー1285として出版されたのち、綜合的な核計算コードシステムを目指して数多くの機能の改良と追加が行われてきた。主なものは、(1)JENDL-2版のデータライブラリー、(2)共鳴吸収の二重非均質効果に対する直接的な方法、(3)一般化されたダンコフ係数、(4)固定面中性子源に基く格子計算、(5)実験解析や設計の要求に対応する出力データ、(6)反応度変化のための摂動計算、(7)炉心燃料と燃料管理のための補助コード等である。以上の改良に併行して、検証と応用が実験的解析や国際ベンチマーク計算によって、SRACコードシステムで採用されているデータと手法は適切であり、どんな熱中性子炉にも適用すうることが示された。
三輪 順一*; 日野 哲士*; 光安 岳*; 長家 康展
no journal, ,
革新的BWRの一つである資源再利用型沸騰水型軽水炉RBWRの核設計の検証のため全炉心モンテカルロ計算を実施した。この計算は、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと内製の熱水力計算コードを用いた核熱結合計算とMVP-BURNコードを用いた燃焼計算を含んでいる。RBWRに対するこのような計算は、膨大なメモリサイズと膨大な計算時間の観点から非常に困難な計算である。典型的なメモリサイズは、デスクトップPCクラスタの1CPU当り10ギガバイトのオーダーであった。このクラスタを用いた並列計算によりRBWRの平衡炉心の特性を計算したところ、全計算時間は約20日であった。デスクトップPCクラスタでもRBWRに対する設計計算が可能であることが実証できた。