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論文

Understanding muon diffusion in perovskite oxides below room temperature based on harmonic transition state theory

伊藤 孝; 髭本 亘; 下村 浩一郎*

Physical Review B, 108(22), p.224301_1 - 224301_11, 2023/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)

In positive muon spin rotation and relaxation ($$mu^+$$SR) spectroscopy, positive muons ($$mu^+$$) implanted into solid oxides are conventionally treated as immobile spin-probes at interstitial sites below room temperature. This is because each $$mu^+$$ is thought to be tightly bound to an oxygen atom in the host lattice to form a muonic analogue of the hydroxy group. On the basis of this concept, anomalies in $$mu^+$$SR spectra observed in oxides have been attributed in most cases to the intrinsic properties of host materials. On the other hand, global $$mu^+$$ diffusion with an activation energy of $$sim$$0.1~eV has been reported in some chemically-substituted perovskite oxides at cryogenic temperatures, although the reason for the small activation energy despite the formation of the strong O$$mu$$ bond has not yet been quantitatively understood. In this study, we investigated interstitial $$mu^+$$ diffusion in the perovskite oxide lattice using KTaO$$_3$$ cubic perovskite as a model system. We used the $$mu^+$$SR method and density functional theory calculations along with the harmonic transition state theory to study this phenomenon both experimentally and theoretically. Experimental activation energies for global $$mu^+$$ diffusion obtained below room temperature were less than a quarter of the calculated classical potential barrier height for a bottleneck $$mu^+$$ transfer path. The reduction in the effective barrier height could be explained by the harmonic transition state theory with a zero-point energy correction; a significant difference in zero-point energies for $$mu^+$$ at the positions in the O$$mu$$ bonding equilibrium state and a bond-breaking transition state was the primary cause of the reduction. This suggests that the assumption of immobile $$mu^+$$ in solid oxides is not always satisfied since such a significant decrease in diffusion barrier height can also occur in other oxides.

報告書

HTTR燃料セルモデルにおける可燃性毒物周辺のメッシュ効果

藤本 望*; 福田 航大*; 本多 友貴*; 栃尾 大輔; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2021-008, 23 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-008.pdf:2.62MB

SRACコードシステムを用いて可燃性毒物棒周辺のメッシュ分割がHTTR炉心の燃焼計算に与える影響を調べた。この結果、可燃性毒物棒内部のメッシュ分割は燃焼計算に大きな影響を与えないこと、実効増倍率は可燃性毒物棒周辺の黒鉛領域をメッシュ分割することで従来計算より測定値に近い値が得られることが明らかとなった。これにより、HTTR炉心の燃焼挙動をより適切に評価するには、可燃性毒物棒周辺黒鉛領域のメッシュ分割が重要になることが明らかとなった。

報告書

高速炉核特性計算コードシステムEXPARAM

飯島 進*; 加藤 雄一*; 高崎 謙一*; 岡嶋 成晃

JAERI-Data/Code 2004-016, 91 Pages, 2004/12

JAERI-Data-Code-2004-016.pdf:7.45MB

高速炉臨界実験装置FCAを用いた実験を、統一のとれた流れに従って解析することを目的に、高速炉核特性計算コードシステム"EXPARAM"を開発した。EXPARAMは、原研及び米国の研究機関でここに開発されてきた計算コードに手を加え、計算手法の統一を図りさらに計算コード間のデータの受け渡しを系統的に行えるように整備した計算コードシステムである。群定数と拡散理論及び輸送理論に基づく体系計算コード及び摂動計算コードにより、臨界性に関する実効増倍率,出力特性や増殖性能に関する反応率や反応率比及び反応度効果に関するドップラー係数やナトリウムボイド係数を計算する。さらに動特性に関連する物理量として即発中性子寿命及び実効遅発中性子割合を計算する。EXPARAMを整備したUNIX環境では、ダイレクトアクセスファイルにより計算コード間のデータの受け渡しを行う。

論文

近代ノード法と不連続因子の基礎

奥村 啓介

日本原子力学会第36回炉物理夏期セミナーテキスト, p.81 - 102, 2004/08

不連続因子を使用する近代ノード法は、近年の商業用軽水炉の炉心特性解析において、広く利用されるようになってきた。これらの基礎理論,数値計算手法,計算結果の例について、初心者向けに解説する。

報告書

HTTR出力上昇試験での臨界制御棒位置と温度係数; 中間報告

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 小林 正一; 澤畑 洋明; 石仙 繁

JAERI-Tech 2000-091, 49 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2000-091.pdf:2.0MB

現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950$$^{circ}C$$と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験,2; 環状型燃料装荷による初臨界達成とその予測法

藤本 望; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

日本原子力学会誌, 42(5), p.458 - 464, 2000/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.66(Nuclear Science & Technology)

HTTRは1998年11月10日の初臨界を達成した。臨界試験においては、環状炉心の核特性を取得するため、炉心外周部から燃料を装荷した。燃料装荷に先立ち、モンテカルロ計算により16$$pm$$1カラムで臨界と予測していたが19カラムで臨界となった。これは炉心外周から燃料を装荷したため臨界付近で実効増倍率の増加が緩やかでありわずかな評価誤差で臨界量が変わることによるものであった。そこで、解析により不純物等のパラメータを調整して臨界量を変化させた炉心の1/M曲線を複数求め、測定値として比較して最小臨界カラム数を求める1/Mはさみうち法を考案した。この方法により初臨界カラム数を精度良く求めることができた。また、モンテカルロ計算についても見直しを行い、全燃料も装荷した炉心で1%$$Delta$$k/k以下の誤差で評価できることを確認した。

報告書

燃料体内の反応度調整材位置を考慮した反応度価値評価手法のVHTRC実験データによる検討

藤本 望; 山下 清信; 秋濃 藤義

JAERI-Research 99-052, p.51 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-052.pdf:2.05MB

VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。

報告書

Analysis of the HTTR's benchmark problems and comparison between the HTTR and the FZJ code systems

藤本 望; U.Ohlig*; H.Brockmann*; 山下 清信

JAERI-Tech 98-060, 56 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-98-060.pdf:2.25MB

IAEAの国際協力計画のひとつであるHTTRのベンチマーク問題について、1998年8月の第1回会合で報告された原研とドイツユーリッヒ研究センターの拡散計算モデルとその結果についての比較を行った。その結果、全炉心装荷した状態では良い一致を見たが、燃料装荷途中では原研の結果が約1%$$Delta$$k高い値を示した。この原因を検討するため、エネルギー群数、制御棒挿入孔からの中性子ストリーミング、反応度調整材のモデルによる効果についての検討を行った。その結果、エネルギー群及びストリーミングによる差は比較的小さいことがわかった。反応度調整材については、セルモデルの寸法による感度解析を行いその効果を明らかにした。これらの結果を基に、それぞれの解析モデルについて今後の改良項目を提案した。

報告書

MOSRA-Light; ベクトル計算機のための高速3次元中性子拡散ノード法コード

奥村 啓介

JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10

JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB

MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。

報告書

SRAC95; 汎用核計算コードシステム

奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎

JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03

JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB

SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。

報告書

高温ガス炉の事故時における燃料からの核分裂生成物放出割合解析コード; RACPAC

沢 和弘; 田沢 勇次郎*; 板倉 洋文*

JAERI-M 91-128, 33 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-128.pdf:0.91MB

高温ガス炉の事故時における、炉心からの核分裂生成物(FP)の放出量を解析するために、計算コードRACPACを開発した。本コードは、以下のような特徴を有している。(1)原子炉停止後の被覆燃料粒子からのFP放出割合を、換元拡散係数を用いた解析解に基づき計算する。(2)核種毎の換元拡散係数は、通常運転時におけるFPの放出速度と生成速度の比(R/B)のデータから計算することができる。(3)事故後の炉心温度挙動に伴う放出割合の変化を計算することができる。本報告書は、RACPACで扱っている被覆燃料粒子からのFP放出モデル、換元拡散係数の計算方法、使用方法及び計算例を述べたものである。

論文

Response matrix of square node with full symmetries

後藤 頼男

Annals of Nuclear Energy, 18(8), p.455 - 465, 1991/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.8(Nuclear Science & Technology)

PWRの燃料アッセンブリをひとつのノードと考えると、原子炉計算は応答行列法を用いると非常に容易になる。勿論燃料アッセンブリは非均質体系であるが、最近開発された非均質因子を導入すると「等価定理」が利用できて、反応率を保存した拡散コードによる均質計算が出来る。均質計算の結果を非均化するには、単一燃料アッセンブリの計算による補正因子をかければ良い。正方形についての応答行列の計算には群論が用いられているが、応答行列を求める場合の群の既約表現による境界条件が不充分であることが明らかになった。この欠点を改良するため正方形の一辺の半分についての入射カーレントを定義した。この計算法によると前述の境界条件が合理的なものとなる。

論文

D-He$$^{3}$$ fusion yield in higher harmonic ICRF heated plasma

山極 満; 木村 晴行; 滝塚 知典; 藤井 常幸

Proc. of the 17th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Heating, p.1007 - 1010, 1990/00

He$$^{3}$$ビームのICRF高調波加熱によるD-He$$^{3}$$核融合出力について調べた。核融合パワー増倍率、$$Delta$$Q$$_{RF}$$、を局所的なフォッカープランク方程式による計算に基づいて評価した。高He$$^{3}$$密度比($$^{eta}$$He$$^{3}$$/$$eta$$e$$>$$~5$$times$$10$$^{-2}$$)における$$Delta$$Q$$_{RF}$$は基本波加熱の場合を上回る。第4高調波加熱の場合の$$Delta$$Q$$_{RF}$$に対する経験則が得られ、~0.01≦$$^{eta}$$He$$^{3}$$/$$eta$$e≦~0.2および波の屈折率、N$$_{112}$$≦Q(1)に対して適用可能である。また、0.5MW/m$$^{3}$$程度のビームパワーの密度、P$$_{NB}$$、およびRFパワー密度、P$$_{rf}$$、に対する$$Delta$$Q$$_{RF}$$の依存性は比較的弱い。核融合出力を効果的に増大させる上でビーム入射ICRF加熱の組合わせは有効に作用することが示された。

報告書

原子力コードのベクトル化 89-1; PHENIX,FPGS

野々宮 厳*; 折居 茂夫*; 平塚 篤*; 原田 裕夫

JAERI-M 89-124, 80 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-124.pdf:1.53MB

本報告は、2次元燃焼計算及び燃料管理コードPHENIX、放射性核種の生成・崩壊量、崩壊熱及び$$gamma$$線スペクトル計算コードFPGSのベクトル化について述べる。これらのコードでは燃焼計算のベクトル化が問題であったが、新計算アルゴリズムの導入により、(核種数)$$times$$(チェーン数)のベクトル長でベクトル化することができた。全体として、VP-100におけるベクトル化版ベクトル計算は、オリジナル版スカラ計算に対してPHENIXコードで5.0倍、FPGSコードで4.1倍に高速化された。本報告では、ベクトル化版の評価に使用した入力データの概要、ベクトル化の方法、計算結果の評価、及びベクトル化の効果について述べる。

報告書

SRAC:JAERI thermal reactor standard code system for reactor design and analysis

土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*

JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01

JAERI-1285.pdf:10.27MB

SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。

報告書

Burn Up Calculation Applied to the NEACRP Fast Breeder Benchmark; Appendix: Tables of 70 and 25 Group Cross Sections for Actinide and F.P.

中川 正幸; 吉田 弘幸

JAERI-M 9743, 128 Pages, 1981/10

JAERI-M-9743.pdf:4.67MB

NEACRPで提案されたベンチマーク用高速増殖炉の燃焼特性の計算を行った。この炉心を対象とした初期炉心の核種核特性の国際比較は先に行われ、最終報告書がANLから出版された。今回は、アクチナイドとF.P.核種の炉定数の比較を目的とした燃焼計算が提案された。今回の計算では、初期炉心、燃焼炉心共にJENDL-2を用いて行った。初期炉心に含まれる核種の実行断面積はESELEM5を用いて作成し、アクチナイドとF.P.は、PROF-G-GIIを用いて作った。燃焼計算は、PHENIXコードを用い、照射燃料の組成は、FPGS3により計算した。また、炉定数としてJENDL-2B-70セットを用いた計算も行い、fine group法とbroad group法による結果の差異について検討した。巻末にアクチナイドとF.P.核種の70群および25群炉定数を掲載した。

報告書

板状燃料高速臨界集合体における非等方拡散効果の研究

白方 敬章

JAERI 1270, 42 Pages, 1981/03

JAERI-1270.pdf:3.66MB

板状燃料高速臨界集合体における中性子拡散の異方性ならびにそれが臨海性に与える効果について調べた。まず、板状セルの拡散係数異方性を臨界実験の手法により測定する方法を提供した。それは集合体内の板状セルの方向変換に伴なう反応度変化の測定から異方性を導くという方法で、摂動論に基づいている。次に、拡散係数の異方性が集合体の臨界性に与える効果を輸送理論補正の場合と同様に等方拡散計算のkeff値に対する補正項として取扱う方法を新たに提案した。そしてその補正法を現実の板状セル高速臨界集合体に適応した結果、非等方拡散効果はReff値の予測精度に匹敵、域はそれを超えるほどの大きさであることが分かった。炉心およびブランケット共に板状セル系の場合ー0、4~ー0、8%$$Delta$$K/K程度の値に達する。非等方拡散効果は板状セル体系の臨界性評価にとって極めて重要な補正であり、従来の非均質効果補正や輸送理論補正と同様に常に施されなければならないことが明らかになった。

論文

Anisotropic diffusion effect on criticality of plate lattice fast assembly

白方 敬章; 飯島 勉

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(8), p.553 - 567, 1978/08

 被引用回数:0

板状セル系の中性子拡散は一般に等方的ではない。LMFBRの組成を模擬した板状セルの場合、ブノアの理論に基づく方向別拡散計数の値は平行方向が直角方向よりも2~4%程度大きいことが分かっている。このことは板状セル臨界集合体の臨界性に影響を及ぼすことが予想される。この非等方拡散効果を輸送理論補正の場合と同様に通常の等方拡散計算に対する補正項として取扱うという現実的な方法が提案されている。実際のFCA、ZPRおよびZEBRA集合体に対してこの方法を適用してみた。その結果非等方補正の大きさは、板状セル系炉心に対して-0.2から-0.5%$$Delta$$k/kに達した。しかもその値は、板状セル系ブランケット或はNaボイドの集合体の場合はさらに増大する。したがって非等方拡散効果は板状セル系集合体の臨界性の解析にとって重要な要素であり、従来の非均質効果に加えて補正されなければならない。摂動法に基づくこの補正法は、非常に現実的かつ有用な方法である。

論文

Measurement of anisotropy of diffusion coefficient in plate cell

白方 敬章; 飯島 勉

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(6), p.462 - 464, 1977/06

 被引用回数:3

高速臨界集合体は一般に板状の燃料および模擬物質で構成されており、そのような体系内の中性子拡散は厳密には等方でない。拡散係数の異方性はその体系の臨界性、Naボイド効果等各種の炉物理量に影響する。体系内のある領域のプレート・セルの方向を90度変換することに伴なう反応度変化は、摂動論によるとある種の感度係数を媒介にして拡散係数の異方性と単純に関係付けられることが明らかになった。感度係数は通常の等方摂動計算により求められる。FCA VП-1集合体においてある領域のプレート・セルの方向を90度変換した場合の反応度変化を測定し、その値からセルの非等方性を導き出した。一方、無限平板モデルによるセル計算によりプレート・セルの非等方性を計算し、実験値と比較したところ、内側炉心および外側炉心の双方でよい一致を得た。その結果結論として、プレート・セルの拡散の非等方性が臨界集合体の積分実験の手法により精度よく求められることが明らかになった。

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