Molecular dynamics analysis of reactor graphite for preparing thermal neutron scattering law

沖田 将一朗; 後藤 実

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

The recently released JENDL-5 and ENDF/B-VIII.0 have adopted porosity-dependent thermal neutron scattering law (TSL) data for reactor graphite, and they improve neutronic calculation accuracy of criticality for graphite-moderated cores. Currently, we can only handle neutronic calculations for three graphite porosities of 0%, 10%, and 30%. The uncertainties associated with the difference between the porosity of actual reactor graphite (20%) and the porosity remains. Toward the future update of JENDL-5, we are planning to preparing new TSL data of reactor graphite. As a first step, it is essential to evalute phonon density state distribution of reactor graphite. In this study, in order to evalute it, molecular dynamic (MD) analysis is performed for three MD models: ideal crystalline graphite (Ideal model), 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore (Monoatomic random model), and 20%-porous reactor graphite with atomic cluster random pore (Cluster random model). The ideal crystalline graphite is modeled without any pores for reference. The 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore is modeled by randomly removing atoms from the ideal crystalline graphite. The 20%-porous reactor graphite with cluster random pore is modeled by randomly removing atomic clusters of approximately 2 nm in diameter from the ideal crystalline graphite. Their interatomic interactions are on the basis of Reactive Empirical Bond Order (REBO) potential. Velocity autocorrelation functions and phonon density of states distributions are calculated for these models. For validation, specific heat for each model is evaluated, and they are compred with experimental values.

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of the Np(n, ) reaction with TC-Pn in KUR

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2021, P. 93, 2022/07

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2021/ProgRep2021.html

核廃棄物中のマイナーアクチニドの核変換の観点から、本研究はNpを選定して、その熱中性子捕獲断面積を、良く熱化された中性子場を用いて放射化法により測定した。Np標準溶液を試料に使用した。熱中性子場は、中性子束モニタSc, Co, Mo, TaとAuを用いて測定した。Np試料は、モニタと一緒に、京大炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。結果の再現性を確認するために、同様の照射を繰り返した。照射後、Np試料は、Npと放射平衡の関係にあるPaからの312-keVガンマ線を用いて定量した。Npの反応率は、生成されたNpから放出されるガンマ線のピークカウント,検出効率,実験条件を用いて求めた。得られた反応率を熱中性子束で割り込むことで、Npの熱中性子捕獲断面積を173.84.7 barnと導出した。この結果は、飛行時間測定法で得られた報告値と不確かさの範囲内で一致した。

革新的高温ガス炉燃料・黒鉛に関する技術開発計画(受託研究)

沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔

JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB

第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は1520%FIMA,高速中性子照射量610m(E0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。

Heat removal performance of auxiliary cooling system for the High Temperature Engineering Test Reactor during scrams

竹田 武司; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 武仲 五月*

Annals of Nuclear Energy, 30(7), p.811 - 830, 2003/05

https://doi.org/10.1016/S0306-4549(02)00119-6

HTTR(高温工学試験研究炉)の補助冷却設備は、強制循環による炉心の冷却が可能な事故時での原子炉スクラム時に工学的安全施設として除熱する。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950,熱出力は30MWである。炉心黒鉛構造物に対する過度な熱衝撃及び水の沸騰を防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。HTTRの20MWまでの出力上昇試験の中で、9MWからの手動トリップ模擬試験,15MWからの商用電源喪失模擬試験を実施した。補助冷却設備の除熱性能をこれらの試験により確認し、試験に基づく補助冷却設備のヘリウム/水熱交換器と空気冷却器の熱通過率が得られた。原子炉出口冷却材温度が950,30MW運転からのスクラム時における補助冷却設備の流体温度を予測し、この条件における炉心黒鉛構造物(燃料ブロック)の健全性を応力解析により検討した。評価の結果、空気冷却器のルーバーが全開の条件で補助冷却設備の水が沸騰せず、かつ、炉心黒鉛構造物の過冷却を防止できる見通しを得た。

原子炉用黒鉛構造部材の受入れ検査

石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策

炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02

https://doi.org/10.7209/tanso.2001.39

現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。

微小変形特性を利用した炭素材料の残留ひずみ計測法の開発

石原 正博; 奥 達雄*

日本機械学会論文集,A, 62(602), p.2305 - 2309, 1996/00

https://doi.org/10.1299/kikaia.62.2305

高温工学試験研究炉の黒鉛構造物には、原子炉の運転とともに中性子照射による寸法収縮変形およびクリープ変形により残留ひずみが蓄積される。したがって、原子炉の安全運転の観点から、黒鉛構造物中に蓄積される残留ひずみの程度を非破壊的に計測する必要がある。一方、黒鉛の応力・ひずみ曲線が非線形性を示すことから、残留ひずみの蓄積により材料の変形特性が異なることが予想される。そこで、種々の引張模擬残留ひずみを発生させた試験片表面に微小硬度計によりダイヤモンド圧子を押し込み、連続的に押し込み荷重と深さを計測した。その結果、残留ひずみの増加により圧子の押し込み深さが増加し、変形抵抗の減少が認められるとともに、微小硬さが減少した。したがって、黒鉛構造物の残留ひずみ計測法として、微小硬度計を用いて硬さ分布を測定することにより、残留ひずみが非破壊的に検知可能であることがわかった。

Effects of core models and neutron energy group structures on xenon oscillation in large graphite-moderated reactors

山下 清信; 原田 裕夫; 村田 勲; 新藤 隆一; 鶴岡 卓也*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.249 - 260, 1993/03

https://doi.org/10.3327/jnst.30.249

本報は、大型黒鉛減速炉のキセノン振動を2次元或いは3次元の炉心モデルで多群拡散理論を用いて解析し、炉心モデル及びエネルギー群構造の違いがキセノン振動挙動の評価に与える効果を検討した結果を報告するものである。精度の高いキセノン振動挙動の評価には、キセノンの中性子吸収断面積の変化が大きい0.1eVと0.65eVの間の熱中性子領域の群構造が出力分布の振動幅及び周期に有意な影響を与えるのでこの領域を詳細に扱ったエネルギー群構造の群定数を用いた多群計算が重要であることが明らかとなった。また、3次元R-O-Zモデルより得られたしきい値は、2次元R-Zモデルのしきい値と一致し、2次元R-Oモデルのしきい値と一致しなかった。このため、キセノン振動が発生し始める炉心出力のしきい値の評価には、3次元R-O-Zのモデルの代わりに2次元R-Zモデルを使用することができるが、2次元R-Oモデルは使用できないことが明らかとなった。これは、軸方向の出力分布の影響が評価できないからである。

Seismic study of High-Temperature Engineering Test Reactor core graphite structures

伊与久 達夫; 稲垣 嘉之; 塩沢 周策; 西口 磯春*

Nuclear Technology, 99, p.158 - 168, 1992/08

https://doi.org/10.13182/NT92-A34686

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心は、炉心支持構造物の上に黒鉛ブロックを積重ねた構造である。HTTR炉心の耐震設計は安全評価上重要な項目の一つであり、動的評価を行う必要がある。このため、原研では、炉心の地震応答を解析するためのSONATINA-2Vコードを開発した。本コードは、炉心部を対象にモデル化しており、炉床部を詳細に考慮していない。このため、本コードの検証及び炉心部と炉心支持部の相互干渉特性を明らかにするために、1/2スケール垂直断面モデル耐震試験及び実寸7カラムモデル耐震試験を実施した。本コードで得られる応答値は実験値と良く一致しており、コードの妥当性を確認した。更に、実寸7カラムモデル耐震試験に基づいて、ブロック衝突力等の応答の最大値は、炉心部と炉床部の干渉効果を受けないことを明らかにした、本コードを炉心耐震解析で十分使用できることを示した。

高温工学試験研究炉・炉心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 91-153, 51 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-153.pdf:1.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこ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、照射特性も含め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。

高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針の解説

伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策

JAERI-M 91-083, 31 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-083.pdf:1.04MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告は、HTTRの燃料体等の炉心黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、酸化評価に対する考え方、照射挙動を考慮した熱・照射応力解析手法等について、具体的に解説したものである。