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。

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

Reactivity control system of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.014

高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

知的原子炉設計システム(IRDS)用核設計モジュール及びデータベースアクセスモジュール

久語 輝彦; 土橋 敬一郎*; 中川 正幸; 井戸 勝*

JAERI-Data/Code 2000-011, p.138 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-011.pdf:7.41MB

新型炉の概念設計を支援することを目的として、簡便かつ効率的に核分野の設計及び評価を行うことのできる炉心核設計モジュール及び炉心設計データを格納するデータベースアクセスモジュールを開発した。これらは、知的原子炉設計システムIRDSの一部として機能する。これらの利点として、各種炉型が扱えること、炉心概念の変更に柔軟に対応できること、炉型や設計内容に対応するため汎用解析コードSRACを内蔵していること、さらに短時間かつ容易に解析計算を行うため入出力処理を自動化していること等の機能を有している。これらは、エンジニアリングワークステーション上で動作し、マンマシンインターフェースを充実させている。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、炉心設計データの取り扱い方法等について記したユーザーマニュアルである。

Development of intelligent code system to support conceptual design of nuclear reactor core

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08

https://doi.org/10.3327/jnst.34.760

核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。

原子力発電プラント・データベースの構造及びファイル様式; 国内軽水炉プラントの設計情報データベース

山本 信夫; 泉 文男*

JAERI-Data/Code 95-018, 634 Pages, 1995/12

JAERI-Data-Code-95-018.pdf:27.21MB

日本原子力研究所では、原子力安全性研究などで必要となる国内の原子力発電プラントの設計情報を、迅速かつ的確に提供する目的で、「原子力発電プラント・データベース(PPD)」を構築している。PPDは、国内の軽水炉原子力発電プラントの原子炉設計許可申請書を情報源として、各プラントの設計方針、機器の台数や容量、材料、構造、型式などをデータベース化したものである。本報告書は、PPDを利用者がより有効に活用できるように、データベース構造、データ格納ファイルのファイル様式などを中心に、これまでにデータベース化した設計情報の項目をまとめたものである。

Reactor physics activities in Japan; July, 1992 July, 1993

炉物理研究委員会

JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-254.pdf:1.27MB

本報告は、1992年7月1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。

Reactor physics activities in Japan; June 1991 July 1992

炉物理研究委員会

JAERI-M 92-209, 43 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-209.pdf:1.43MB

本報告は、1991年6月1992年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉の物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌に記載された論文である。

高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針における設計用データの解説

石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-154.pdf:0.73MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。

Proceedings of the 1984 Seminar on Nuclear Data

浅見 哲夫*

JAERI-M 85-035, 409 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-035.pdf:9.76MB

シグマ研究委員会主催の核データ研究会が1984年11月13日から15日まで、日本原子力研究所・東海研究所において開催された。本年の研究会の主要テーマは、(1)核データ活動、(2)核燃料サイクルと核データ、(3)原子炉の設計と核データ、(4)核データの評価、(5)核分裂現象、(6)特殊分野における核データの利用、(7)ポスター発表:原研核データセンターで入手可能な核データファイルである。本報告書はこれらの報文をまとめたものである。本年の研究会ははじめ、アジア地域からの研究社を迎えて行うことが計画されたが、諸種の事情により外国からの参加者はなかった。しかしながら、中国およびオーストラリアからは論文が寄せられたので、それらも本報告書に集録した。